Compte rendu de l’atelier à l’intention des parties intéressées : Application de l’approche graduelle à l’égard de la réglementation des petits réacteurs modulaires, Le 24 novembre 2017

1. Introduction

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est l’organisme fédéral chargé de réglementer l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires au Canada. Ses activités de réglementation visent à préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes et à protéger l’environnement, et à respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. De plus, la CCSN informe objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation de l’énergie nucléaire.

Au cours des dernières années, de nouvelles technologies, notamment les petits réacteurs modulaires (PRM) et les technologies des réacteurs de pointe, ont vu le jour. Leur but est d’alimenter les petits réseaux électriques ou les zones éloignées hors réseau dont la puissance électrique varie de moins d’un mégawatt pour les sites non raccordés au réseau à plusieurs centaines de mégawatts pour les sites raccordés.

2. Contexte

2.1 Historique du dossier

Le document de travail DIS-16-04, Les petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis en matière de réglementation publié le 31 mai 2016, examine les principaux aspects susceptibles de poser des problèmes d’autorisation.

Le 12 septembre 2016, la CCSN a tenu une séance ciblée de questions et réponses à l’intention des personnes qui avaient communiqué avec la CCSN au sujet du cadre de réglementation des PRM afin de fournir des éclaircissements supplémentaires aux parties intéressées avant qu’elles ne formulent des commentaires sur le document DIS-16-04.

En règle générale, les commentateurs ont confirmé que les PRM pourraient être autorisés en vertu du cadre de réglementation en vigueur. Toutefois, ils ont également demandé plus de clarté quant à la façon dont les concepts « prise en compte du risque » et « approche graduelle » seraient appliqués à la conception des PRM, en tenant compte des nouvelles caractéristiques de sûreté.

Publié le 15 septembre 2017, le Rapport sur ce que nous avons entendu – DIS-16-04 présentait la voie à suivre proposée par la CCSN pour certains des sujets abordés dans le document de travail.

Le 24 novembre 2017, la CCSN a organisé un atelier ciblé (la liste des participants figure à l’annexe A) pour discuter de la façon dont l’approche graduelle pourrait être appliquée aux technologies des PRM, en particulier dans le cadre de l’examen des dossiers de sûreté par la CCSN. Ce document présente les résultats de cet atelier.

Conformément à l’engagement de la CCSN à l’égard de la participation des parties intéressées, ces dernières sont invitées à présenter en tout temps leurs commentaires et suggestions sur l’application de l’approche graduelle de la CCSN. Dans le cadre de ses efforts continus en vue d’améliorer et de clarifier son cadre de réglementation, la CCSN tiendra compte des commentaires reçus lorsqu’elle examinera ses outils d’application de la réglementation.

2.2 Exigences réglementaires

L’évaluation faite par la CCSN des dossiers de sûreté garantit que tout demandeur peut démontrer qu’il satisfait à toutes les exigences réglementaires, aux grands objectifs de sûreté et aux fonctions de sûreté fondamentale de « contrôleFootnote 1, refroidissementFootnote 2 et confinementFootnote 3 ».

On s’attend également à ce que les demandeurs appliquent les concepts de défense en « profondeurFootnote 4 » tout en maintenant des marges de sûreté appropriées compte tenu des incertitudes possibles dans le dossier de sûreté et des dangers particuliers au cours du cycle de vie de l’installation.

2.3 Approche graduelle

L’approche graduelle est une méthode ou un processus par lequel des éléments tels que le niveau d’analyse, l’exhaustivité de la documentation et la portée des mesures nécessaires pour respecter les attentes sont proportionnels aux risques pour la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, compte tenu des obligations internationales auxquelles le Canada a souscrit et des caractéristiques particulières d’une installation ou d’une activité.

Les demandeurs ou les titulaires de permis peuvent utiliser l’approche graduelle à l’égard de n’importe quelle attente, pourvu que toutes les exigences réglementaires soient respectées.

Les facteurs pris en compte dans l’approche graduelle comprennent :

  • la puissance du réacteur
  • les caractéristiques du réacteur en termes de sûreté
  • la quantité et l’enrichissement des matières fissiles et fissionnables
  • la conception du combustible
  • le type et la masse du modérateur, du réflecteur et du caloporteur
  • l’utilisation du réacteur
  • la présence de sources à haute énergie et d’autres sources radioactives et dangereuses
  • les caractéristiques de la conception en termes de sûreté
  • le terme source
  • le choix de l’emplacement
  • la proximité de zones habitées

2.4 Caractéristiques relatives à l’information appropriée

Dans le cas d’évaluations simples par la CCSN, où les risques sont bien connus et les règles pour les gérer sont relativement claires, des preuves appropriées peuvent être énoncées dans le code applicable ou être fournies sous forme de jugement professionnel, p. ex., par le sceau d’un ingénieur sur un dessin ou un rapport.

Les preuves requises pour étayer une proposition sont proportionnelles à l’incertitude et à l’importance sur le plan de la sûreté. Les preuves appropriées à l’appui d’une proposition comprennent entre autres :

  • les résultats des travaux de recherche et développement et de la modélisation informatique
  • la prise en compte de l’expérience d’exploitation
  • l’analyse numérique

Tous ces types de preuves doivent être documentés et traçables, et la qualité doit en être assurée. Le promoteur doit également démontrer que la preuve est pertinente pour sa proposition.

3. Ateliers à l’intention des parties intéressées

3.1 Matériel présenté par le personnel de la CCSN

Le personnel de la CCSN a commencé l’atelier en présentant son approche et ses considérations concernant l’application de l’approche graduelle, et a indiqué comment d’autres approches proposées pour répondre aux exigences réglementaires seraient prises en compte.

Pendant sa présentation, le personnel de la CCSN a défini l’approche graduelle (telle que décrite au point 2.3 ci-dessus) et a réitéré qu’il ne s’agit pas d’un assouplissement des exigences. Il s’agit plutôt de faire en sorte que les exigences soient appliquées en fonction du risque associé à l’activité proposée. La CCSN a également indiqué que l’accent est mis sur l’évaluation de la demande en fonction de la nouveauté, de la complexité et des dommages. Dans le cas d’un réacteur, les aspects importants comprennent la puissance du réacteur, le type de combustible et son terme source, les activités et les structures entourant le cœur du réacteur, ainsi que les caractéristiques du site.

Le personnel de la CCSN a ensuite rappelé aux participants que les fonctions fondamentales de sûreté consistent à démontrer la capacité de contrôler, refroidir et confiner les sources radioactives et dangereuses. Après la présentation, les participants à l’atelier ont pris part à deux séances en petits groupes. L’une portait sur l’application de l’approche graduelle aux exigences réglementaires, aux grands objectifs de sûreté et au concept de défense en profondeur, et la seconde portait sur les principes fondamentaux de sûreté des réacteurs nucléaires (contrôle, refroidissement et confinement).

Les sections suivantes présentent un résumé de la rétroaction donnée par les participants à l’atelier.

3.2 Résumé de la première séance en petits groupes : Application de l’approche graduelle aux exigences réglementaires, aux grands objectifs de sûreté et à la défense en profondeur

3.2.1 Exigences réglementaires

Les participants ont convenu que les exigences réglementaires pour les PRM comprennent toutes les lois et tous les règlements applicables ainsi que le fondement d’« autorisationFootnote 5 ». Les parties intéressées ont affirmé que ces exigences ne peuvent être réduites; des solutions de rechange peuvent plutôt être proposées pour atteindre les résultats souhaités.

3.2.2 Grands objectifs de sûreté

Les participants ont convenu que des grands objectifs prescrits de sûreté sont en place pour assurer la protection contre les substances radiologiques et dangereuses et que l’exposition des travailleurs est maintenue en deçà des limites énoncées dans le Règlement sur la radioprotection et au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA). En outre, il y a eu consensus sur le fait que les installations devraient être conçues et exploitées de façon à ce que toutes les mesures possibles soient prises pour prévenir les accidents.

Parmi les commentaires des parties intéressées sur les grands objectifs de sûreté, mentionnons :

  • L’affirmation que les risques associés à la production d’énergie nucléaire devraient être infiniment faibles.
  • Des suggestions selon lesquelles la conception des PRM devrait répondre à ces grands objectifs de sûreté; toutefois, les fournisseurs devraient bénéficier d’une certaine latitude quand vient le temps de choisir des méthodes de remplacement pour atteindre ces objectifs.
  • L’élaboration de paramètres de performance environnementale pour une enveloppe générique qui s’appliquerait à de nombreux sites dans plusieurs provinces et territoires.

3.2.3 Défense en profondeur

La défense en profondeur est appliquée tout au long du processus de conception, de construction et d’exploitation du réacteur afin de fournir une série de niveaux de défense visant à prévenir les accidents et à assurer une protection appropriée en cas de défaillance des systèmes de prévention. Tous les réacteurs doivent satisfaire aux cinq niveaux de défense en profondeur.

Les participants ont suggéré que les PRM comportent des dispositions de sûreté diverses se chevauchant et que l’intégration de la défense en profondeur dans la conception constitue un avantage concurrentiel potentiel pour les PRM par rapport à d’autres technologies dans le secteur de l’énergie.

3.3 Résumé de la deuxième séance en petits groupes : Application de l’approche graduelle et principes fondamentaux de sûreté des réacteurs

La deuxième séance en petits groupes a porté sur les principes fondamentaux de sûreté pour l’application de l’approche graduelle. Afin de donner du contexte et de guider la discussion, on a demandé aux participants d’examiner ce qui est nécessaire pour démontrer à l’organisme de réglementation qu’ils respectent les exigences de conception du système d’arrêt, du système de refroidissement d’urgence du cœur (SRUC) et du système de confinement.

En ce qui concerne les exigences concernant le refroidissement, le contrôle et le confinement, les participants ont suggéré ce qui suit :

  • La conception des PRM devrait être stable pendant toute la durée des problèmes de « procédéFootnote 6 ». En cas d’incidents graves, les PRM s’arrêteront automatiquement et de façon contrôlée et prévisible, sans intervention de l’opérateur.
  • En raison de la nature novatrice du processus de refroidissement normal dans les PRM, on s’attend à ce que certaines conceptions assurent une protection passive en cas d’urgence. Par conséquent, il se peut qu’un SRUC ne soit pas nécessaire.
  • Les structures classiques en béton ne seront peut-être pas requises, car certains PRM proposés présentent des caractéristiques nouvelles qui répondent aux exigences réglementaires en matière de confinement.

Les participants étaient d’avis que la CCSN pourrait étudier une demande si le promoteur peut démontrer que la conception du réacteur est telle que la probabilité d’une perte de refroidissement, de contrôle et de confinement de même que ses conséquences sont si faibles qu’aucun travailleur du secteur nucléaire ou membre du public ne recevrait une dose supérieure aux niveaux normaux et qu’il n’y aurait pas de contamination hors site.

Pour ce faire, les parties intéressées ont proposé que le fournisseur, le demandeur ou le titulaire de permis :

  • Indique tous les phénomènes ou dangers, définisse les modes de défaillance et tous les scénarios d’accidents hypothétiques, et prenne en considération les phénomènes potentiels inconnus.
  • Effectue des analyses déterministes et probabilistes de tous les phénomènes et risques relevés.

Les résultats de l’analyse pourraient être validés par divers moyens : processus d’examen de la conception du fournisseur (ECF), recherche et développement, modélisation, expériences à petite échelle ou prototypes. Les parties intéressées ont suggéré que la CCSN pourrait considérer que les exigences de refroidissement, de contrôle et de confinement sont respectées si le fournisseur ou le demandeur peut prouver que les risques associés à un phénomène sont très faibles (il faudrait définir les seuils).

Les participants se sont intéressés au type d’information qu’un demandeur devrait fournir à l’organisme de réglementation pour appuyer une demande qui fait appel à l’approche graduelle. La documentation ou les éléments de preuve présentés à l’appui d’une approche graduelle doivent présenter les caractéristiques suivantes :

  • Des faits et des données obtenues grâce à des processus scientifiques et techniques validés et dont la qualité est assurée (c.-à-d. traçables et reproductibles), par exemple :
    • des données expérimentales ou obtenues sur le terrain
    • l’expérience en exploitation
    • la modélisation informatique
    • la caractérisation et la comptabilisation des incertitudes
    • la démonstration par le demandeur que l’information est pertinente pour la proposition visée

4. Autres questions soulevées par les participants

Voici un résumé des autres questions ou enjeux soulevés par les parties intéressées lors de l’atelier.

  • Un PRM devrait-il éliminer uniquement la chaleur résiduelle produite par le réacteur, ou la chaleur totale produite à 100 % de la puissance et la chaleur de désintégration? De plus, les parties intéressées ont posé des questions sur la dispersion de la chaleur du réacteur dans le cas d’un événement dont le rendement est supérieur à 100 % ou lors d’un accident supercritique.
  • Il y a lieu d’établir des modalités pour prévenir la progression des accidents et en atténuer les conséquences.
  • Les fournisseurs/demandeurs devraient être tenus de déterminer le degré approprié de redondance, de marge et de prudence qui est inclus dans la conception de chaque réacteur. Cela serait validé par le processus d’ECF, la recherche et le développement, la modélisation, les expériences à petite échelle et les prototypes.
  • Les PRM sont conçus selon de nouvelles caractéristiques de sûreté (p. ex., structures souterraines, circulation naturelle, etc.), ce qui amène les participants à se demander comment ils peuvent prouver à l’organisme de réglementation que ces caractéristiques sont fiables.
  • Comment les parties intéressées peuvent-elles démontrer à l’organisme de réglementation que la modélisation informatique des caractéristiques inhérentes à la sûreté est suffisamment proche de la réalité, de sorte qu’il faut moins de données expérimentales ou que l’on n’a pas besoin de prototypes?

En ce qui concerne l’emplacement des PRM, les parties intéressées ont suggéré ce qui suit :

  • Des enveloppes de paramètres pourraient être établies, en vertu desquelles un réacteur construit pour répondre à un ensemble de paramètres établis pourrait être approuvé pour d’autres sites qui correspondent à ces paramètres approuvés.
  • Les fournisseurs et les titulaires de permis éventuels devraient quantifier la sûreté du réacteur par rapport à d’autres options de production d’énergie (barrage hydroélectrique, centrale au gaz) pour la région géographique où on se propose d’implanter un PRM.

Les parties intéressées ont également exprimé le désir que l’on s’entende rapidement sur l’approche graduelle, dans le cadre de l’examen préalable à la conception. Cela fournirait un certain degré de certitude lors de l’examen de la conception avant la délivrance d’un permis.

5. Prochaines étapes

Bien que des éléments de l’approche graduelle soient déjà intégrés au cadre de réglementation de la CCSN, cette dernière continuera d’examiner comment l’approche graduelle peut être appliquée (le cas échéant) lorsqu’elle révisera les documents d’application de la réglementation et en publiera de nouveaux. De plus, la CCSN tiendra compte des commentaires reçus au cours de cet atelier lorsqu’elle apportera des modifications réglementaires concernant l’approche graduelle.

La CCSN invite le public à lui faire part en tout temps de ses commentaires sur ce sujet ainsi que sur tout document d’application de la réglementation ou document de travail. Les commentaires sur ce document ou tout autre document de la CCSN peuvent être soumis :

  • Par courriel
  • Par courrier :
    Commission canadienne de sûreté nucléaire
    C.P. 1046, succursale B
    280, rue Slater
    Ottawa (Ontario) K1P 5S9
  • Par télécopieur : 613-995-5086

Pour consulter les documents d’application de la réglementation et les documents de discussion affichés aux fins de consultation, visitez la page Web Consultation de la CCSN.

Annexe A : Participants à l’atelier

Voici la liste des organisations et le nombre de leurs représentants qui ont assisté à l’atelier.

Organisation Nombre de participants
Bruce Power 1
Association nucléaire canadienne 1
Laboratoires Nucléaires Canadiens 3
Groupe CSA 1
Candesco Division of Kinectrics 1
CANDU Énergie inc. 2
Groupe des propriétaires de centrales CANDU 1
Ministère de la Défense nationale 1
EON Consulting 1
Environnement et Changement climatique Canada 1
Global First Power 1
Gouvernement de l’Ontario, ministère de l’Environnement et de l’Énergie 1
Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 1
MeV200 Consulting Inc. 1
Ressources naturelles Canada 1
Ontario Power Generation 1
SaskPower 1
Terrestrial Energy Inc. 2

Annexe B : Liste des sigles

AIEA
Agence internationale de l’énergie atomique
ALARA
niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre
CCSN
Commission canadienne de sûreté nucléaire
CSA
Groupe CSA
DSR
domaines de sûreté et de réglementation
ECF
examen de la conception du fournisseur
IFP
incident de fonctionnement prévu
LSRN
Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
MWé
mégawatt électric
PRM
petit réacteur modulaire
RSN
Règlement sur la sécurité nucléaire
RUC
refroidissement d’urgence du cœur
SAU1
système d’arrêt d’urgence 1
SAU2
système d’arrêt d’urgence 2
SRUC
système de refroidissement d’urgence du cœur
SSC
structures, systèmes et composants

Notes de bas de page

Note de bas de page 1

Surveillance et vérification d’une activité, d’une opération ou d’un processus : Glossaire de sûreté de l’AIEA – Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection.

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Note de bas de page 2

Évacuation de la chaleur provenant du réacteur et de l’installation d’entreposage de combustible : Normes de sûreté de l’AIEA no. SSR-2/1 – Sûreté des centrales nucléaires : conception – Prescription 4.

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Note de bas de page 3

Méthode ou structure physique destinée à empêcher ou maîtriser le rejet de substances nucléaires ou dangereuses : REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN.

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Note de bas de page 4

La défense en profondeur désigne la mise en place hiérarchisée de différents niveaux d’équipements et de procédures variés pour prévenir la multiplication des incidents de fonctionnement prévus et maintenir l’efficacité des barrières physiques placées entre une source de rayonnements ou des matières radioactives et les travailleurs, les personnes du public ou l’environnement, dans différentes conditions de fonctionnement et, pour certaines barrières, dans des conditions accidentelles.

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Note de bas de page 5

Objectif et définition du « fondement d’autorisation » INFO-0795, documents d’application de la réglementation, normes et codes de l’industrie, documents produits par les demandeurs et les titulaires de permis.

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Note de bas de page 6

Écart par rapport aux processus normaux d’un système.

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