Sommaires des rapports de recherche 2009–2010

Cette page Web a été archivée dans le Web.

Contenu archivé

Information archivée dans le Web à des fins de consultation, de recherche ou de tenue de documents. Cette dernière n'a aucunement été modifiée ni mise à jour depuis sa date de mise en archive. Les pages archivées dans le Web ne sont pas assujetties aux normes qui s'appliquent aux sites Web du gouvernement du Canada. Conformément à la Politique de communication du gouvernement du Canada, vous pouvez obtenir cette information dans un autre format en communiquant avec nous.

Les rapports des entrepreneurs sont seulement disponibles dans la langue choisie par l'entrepreneur.

Haut de la page

RSP-0248 – Projet international d’échange de données sur les causes communes : Préparation des données à soumettre au centre d’échange de données

Dans le présent rapport sont décrites les activités réalisées et les méthodes utilisées pour la présentation des données du Canada dans le cadre du Projet international d'échange de données sur les causes communes (EIDC). Ce projet a été élaboré par l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) pour encourager la coopération multilatérale dans la collecte et l'analyse de données relatives aux défaillances d'origine commune survenues dans des centrales nucléaires. La Commission canadienne de sûreté (CCSN) a réalisé ses propres projets de collecte de données relatives aux centrales nucléaires canadiennes et a rempli ses obligations dans le cadre de l'EIDC. Il s'agit de la troisième campagne de collecte de données de la CCSN axée sur les processus et destinée à l'EIDC. Dans le présent rapport sont aussi décrites les sources d'où ont été tirées les données sur les centrales nucléaires canadiennes, les méthodes utilisées pour analyser ces données et les saisir dans la base de données EIDC, ainsi que des statistiques sommaires sur les données recueillies.

Haut de la page

RSP-0249 – AEN-OCDE : Échange de données sur la défaillance des conduites

L'intégrité structurale des réseaux de conduites est importante sur les plans de la sûreté et de l'exploitabilité. À cet égard, de l'information sur la détérioration et la défaillance des composants et des conduites est recueillie et évaluée par les organismes de réglementation, les organisations internationales (p. ex. AEN/OCDE et AIEA) et des organismes de l'industrie partout dans le monde afin d'obtenir une rétroaction systématique, par exemple relativement aux programmes de réglementation des réacteurs et aux programmes de recherche et développement associés aux essais non destructifs (END), aux programmes d'inspection en cours d'utilisation (IU), aux évaluations des fuites avant rupture, aux IU tenant compte du risque et à l'étude probabiliste de sûreté (EPS) concernant la fiabilité des composants passifs.

Plusieurs pays membres de l'OCDE ont participé à la création du Projet d'échange de données sur la défaillance des conduites (OPDE de l'AEN/OCDE) dans le but de favoriser la coopération multilatérale en ce qui a trait à la collecte et à l'analyse des données relatives aux incidents liés à la défaillance des conduites dans les centrales nucléaires.

Le projet a été officiellement lancé en mai 2002 sous l'égide de l'AEN de l'OCDE. Les organisations qui produisent ou réglementent plus de 80 % de l'énergie nucléaire dans le monde fournissent des données au projet OPDE. À ce jour (février 2009), onze pays ont signé l'entente OPDE de l'AEN (Canada, République tchèque, Finlande, France, Allemagne, République de Corée, Japon, Espagne, Suède, Suisse et États-Unis).

Ce rapport décrit l'état actuel de la base de données OPDE (après six ans), ce qui donne un aperçu basé sur les quelque 3 600 défaillances de conduites pour lesquelles de l'information est recueillie dans la base de données.

1La Belgique a participé aux deux premières étapes du projet, mais a décidé de ne pas participer à la troisième (2008-2011).

Haut de la page

RSP-0250 – Orientations futures pour l’utilisation du concept de fuites avant rupture dans le cadre des évaluations réglementaires

Ce rapport décrit l'étude effectuée par Engineering Mechanics Corporation of Columbus (Emc2) pour le compte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) au sujet de l'orientation possible à donner aux analyses des fuites avant rupture dans les réseaux de conduites des centrales nucléaires. Il s'agit d'une évaluation objective qui envisage différentes méthodes (déterministe, probabiliste ou déterministe-probabiliste) et résume les réponses à un questionnaire données par des experts du domaine dans 17 pays. Pour étudier les possibilités d'orientation des analyses, nous avons inclus dans le rapport de nombreux éléments d'information sur les fuites avant rupture afin que le personnel de la CCSN et tous les lecteurs comprennent bien les recommandations qui y sont formulées. Ces éléments d'information portent :

  • sur les fuites avant rupture préalablement à l'utilisation de ce concept par l'industrie nucléaire, et sur diverses définitions techniques connexes
  • sur les premières applications du concept de fuite avant rupture et les développements connexes aux États-Unis, y compris des définitions provenant de documents américains comme des plans d'examen standards, des guides d'application de la réglementation et d'importants rapports
  • sur les efforts continus déployés aux États-Unis relativement aux fuites avant rupture, y compris les efforts liés à la section efficace critique du bris (Transition Break Size), ainsi que sur les nouvelles méthodes probabilistes introduites par la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États-Unis et l'EPRI pour élaborer un code probabiliste appelé xLPR
  • sur l'utilisation du concept de fuite avant rupture à l'étranger, y compris un résumé des procédures internationales liées aux fuites avant rupture avant l'année 2000 pour huit pays autres que les États-Unis, ainsi que les réponses de dix-sept pays autres que les États-Unis à un questionnaire créé et envoyé afin d'évaluer les procédures passées, actuelles et futures liées aux fuites avant rupture

La dernière section du rapport fournit un aperçu des options possibles concernant les méthodes déterministe, probabiliste ou déterministe-probabiliste liées aux fuites avant rupture. Ces méthodes servaient essentiellement pour les principaux réseaux de conduites dans les nouvelles centrales nucléaires. Chose intéressante, selon l'opinion générale émise dans le questionnaire international, les analyses probabilistes n'étaient pas souhaitables pour les fuites avant rupture dans les nouvelles centrales. Les analyses probabilistes peuvent être d'une certaine utilité pour les conduites dotées de mécanismes de dégradation actifs, mais il s'agit en fait d'analyses d'aptitude fonctionnelle associées à des inspections dont le but est non seulement de détecter des fuites, mais de s'assurer de la réaction en cas de fuite avant rupture.

Une des principales suggestions concernant les nouvelles procédures optionnelles liées aux fuites avant rupture consistait à envisager d'autres éléments en matière de protection contre d'éventuels nouveaux mécanismes de dégradation. Les mécanismes permettant le développement de longs défauts de surface de circonférence sont les plus susceptibles de générer des fuites avant rupture. Parmi les mécanismes les plus menaçants, la fissuration par corrosion sous contrainte (FCC) est le mécanisme de dégradation le plus fréquent dans les conduites de centrales nucléaires. Malheureusement, aucun code de conception des réseaux de conduites n'en fait mention directement. La fissuration par corrosion sous contrainte peut apparaître en raison de la combinaison de la vulnérabilité des matériaux, de l'environnement (composition chimique de l'eau et température) et d'importantes contraintes de traction. Au fil du temps, l'industrie a appris à fabriquer de meilleurs matériaux et à adapter les propriétés chimiques de l'eau pour éviter les fissurations par corrosion sous contrainte ou en réduire le nombre, mais elle n'a pas accordé beaucoup d'attention à la réduction des contraintes résiduelles des soudures pour la construction de centrales. Puisque la durée de vie prévue des centrales nucléaires n'est plus de 40 ans, mais plutôt de 60 ans et plus, il est difficile de prédire si les mesures actuelles en matière de FCC seront efficaces à si long terme.

Par conséquent, une des suggestions principales émanant des enquêtes et de l'examen était d'ajouter une mesure incitative à la procédure liée aux fuites avant rupture. Ainsi, les constructeurs de centrales doivent préparer des soudures produisant des contraintes de compression longitudinales (ou des contraintes de traction considérablement diminuées) sur la surface interne des joints circulaires au moyen de « soudures par résistance à la FCC améliorées ». Certains aspects des séquences de soudure visant à produire des « soudures par résistance à la FCC améliorées » font l'objet d'une discussion, et pourraient être intégrés aux procédures de soudure actuelles sans que cela n'ait de répercussions importantes sur les coûts. Si les procédures de « soudure par résistance à la FCC améliorées » sont utilisées pour la construction d'une centrale, les méthodes déterministe et probabiliste pourraient répondre aux exigences en matière de fuites avant rupture d'une manière beaucoup plus simple. Si les procédures de « soudure par résistance à la FCC améliorées » ne sont pas suivies, les méthodes déterministe et probabiliste liées aux fuites avant rupture doivent prendre en considération tous les aspects de la fissuration par corrosion sous contrainte, ce qui est bien plus pénalisant.

Par conséquent, une des suggestions principales émanant des enquêtes et de l'examen était d'ajouter une mesure incitative à la procédure liée aux fuites avant rupture. Ainsi, les constructeurs de centrales doivent préparer des soudures produisant des contraintes de compression longitudinales (ou des contraintes de traction considérablement diminuées) sur la surface interne des joints circulaires au moyen de « soudures par résistance à la FCC améliorées ». Certains aspects des séquences de soudure visant à produire des « soudures par résistance à la FCC améliorées » font l'objet d'une discussion, et pourraient être intégrés aux procédures de soudure actuelles sans que cela n'ait de répercussions importantes sur les coûts. Si les procédures de « soudure par résistance à la FCC améliorées » sont utilisées pour la construction d'une centrale, les méthodes déterministe et probabiliste pourraient répondre aux exigences en matière de fuites avant rupture d'une manière beaucoup plus simple. Si les procédures de « soudure par résistance à la FCC améliorées » ne sont pas suivies, les méthodes déterministe et probabiliste liées aux fuites avant rupture doivent prendre en considération tous les aspects de la fissuration par corrosion sous contrainte, ce qui est bien plus pénalisant.

En résumé, les deux principales recommandations du projet sont les suivantes :

  1. élaborer des procédures de fabrication qui peuvent prévenir d'importantes contraintes de traction sur les surfaces internes des principales conduites en boucle et qui, si elles sont utilisées, permettront les fuites avant rupture sans avoir à considérer la fissuration par corrosion sous contrainte
  2. effectuer des études de sensibilité sur la « méthode rigoureuse pour les fuites avant rupture » déterministe-probabiliste concernant le développement de défauts en raison de la corrosion sous contrainte et des effets des charges sismiques. Des lignes directives pourraient être adaptées pour améliorer les analyses déterministe et probabiliste

Consulter le rapport final RSP-0250 (PDF) (en anglais seulement)

Haut de la page

RSP-0251 – Effets des incertitudes d’inspection sur l’évaluation opérationnelle de la fiabilité des tubes des générateurs de vapeur

Les générateurs de vapeur (GV) sont inspectés périodiquement afin de maintenir un degré élevé de sûreté et d'intégrité du circuit caloporteur de la centrale nucléaire. L'intégrité des tubes des GV est affectée par divers mécanismes de dégradation, tels que l'usure et la fissuration par corrosion sous contrainte (FCC). L'intégrité des tubes des GV est régulièrement évaluée pour s'assurer que la dégradation des tubes ne dépasse pas la limite structurale dans les futurs cycles d'exploitation. Ce rapport présente une approche probabiliste avancée pour l'évaluation de l'intégrité des tubes des GV et souligne l'importance de modéliser correctement les incertitudes d'inspection, comme l'erreur de dimensionnement des défauts, dans les prévisions. Une étude de cas est présentée, et elle utilise les données réelles provenant d'une centrale nucléaire, qui illustre l'efficacité de la méthode proposée.

Ce rapport présente une méthode cohérente pour calculer la limite de la réparation des défauts et les intervalles d'inspection afin de respecter la norme d'acceptation avec une probabilité spécifiée, habituellement une probabilité de 95 %. Une étude basée sur une simulation démontre qu'une erreur de dimensionnement relativement faible peut mener à une erreur importante dans la prévision du taux de croissance des défauts.

Les auteurs concluent que les méthodes approximatives utilisées par l'industrie pour modéliser les incertitudes d'inspection sont généralement prudentes et adaptées à l'évaluation opérationnelle à court terme (soit 2 années d'équivalent à pleine puissance). Toutefois, pour la planification de la gestion du cycle de vie à long terme (4 années d'équivalent à pleine puissance), les méthodes approximatives peuvent conduire à des prévisions prudentes de la limite de la réparation des défauts et des intervalles d'inspection. Ce caractère prudent résulte de la nature simplifiée de l'analyse probabiliste du mécanisme de croissance des défauts et de l'utilisation des bornes supérieures pour les taux de croissance et l'erreur de dimensionnement. Par conséquent, l'examen de la méthode proposée peut être bénéfique en termes d'amélioration de l'efficacité des programmes d'inspection et d'entretien, de manière fiable et uniforme.

Haut de la page

RSP-0252 – Évaluation probabiliste du taux de fuite par les tubes des générateurs de vapeur

Ce projet visait principalement à fournir les corrélations prédictives, les données expérimentales et les modèles requis pour permettre à la CCSN d'évaluer de façon indépendante l'intégrité des tubes de générateurs de vapeur, car avec le vieillissement et la dégradation des centrales, de nouvelles formes de dégradation apparaissent, et de nouveaux mécanismes de gestion propres aux défauts sont mis en œuvre. La recherche consistait à étudier les mécanismes de dégradation des tubes de générateurs des réacteurs CANDU (piqûres, corrosion par frottement et fissuration) et à élaborer des modèles probabilistes de la mécanique des défaillances et de la fissuration. À cette fin, plusieurs tâches ont été effectuées.

  • On a étudié en détail les pratiques de l'industrie nucléaire au Canada et à l'étranger, en particulier les méthodes et les pratiques américaines en matière de mécanique de la fissure; les modèles des taux de fuite, et l'analyse des incertitudes pour la dégradation des tubes de générateurs de vapeur et des conduites. On a constaté que chaque pays a élaboré un plan d'action consolidé pour atténuer et réduire les défaillances des générateurs de vapeur.
  • Un examen des modèles de pointe de la mécanique de la fissure, et des modèles d'amorce et de propagation des fissures a été réalisé. L'examen a indiqué qu'il existe des modèles appropriés de la mécanique de la fissure qui permettent de prévoir la taille de l'ouverture des fissures dans les tubes de générateurs de vapeur. Cependant, les modèles d'amorce des fissures sont limités. Cela s'explique principalement par le fait que le développement et la croissance des fissures sont attribuables à des causes multiples et dépendent de plusieurs paramètres. Les modèles de croissance des fissures sont également limités. L'examen a permis de trouver des modèles qui sont recommandés pour l'estimation de la taille de l'ouverture des fissures et de leur propagation.
  • Un modèle d'écoulement critique biphasé qui prend en compte la morphologie détaillée des défauts a été élaboré. Le logiciel a été développé en Fortran pour effectuer les calculs d'écoulement critique. Le modèle a été validé à l'aide de données d'écoulement critique dans un tube rectiligne à basse pression.
  • Les modèles actuels de taux de fuite ont été évalués par rapport aux études de cas et aux exemples déscrits et reconnus dans l'ensemble de l'industrie. Il ressort de cette analyse que les modèles existants des taux de fuite ne sont pas adéquats pour prévoir les taux de fuite par les fissures dans les tubes de générateurs de vapeur.
  • Une méthode probabiliste d'évaluation de l'intégrité des tubes de générateur de vapeur a été examinée. Un modèle probabiliste de fissuration, basé sur le code CANTIA, a été évalué en vue de l'analyse de l'intégrité des générateurs de vapeur. Ce code propose une méthode d'évaluation probabiliste des taux de fuite à travers les tubes de générateurs de vapeur. Les résultats de code ont été présentés pour les prévisions probabilistes de la taille des défauts et du taux de fuite avec le temps. Certains problèmes pratiques associés à l'exécution de code ont été déterminés.

Un programme expérimental a été conçu afin d'obtenir de nouvelles données sur l'écoulement critique dans les fissures simulées des tubes de générateurs de vapeur. Une géométrie de fente a été utilisée pour représenter les fissures dans les tubes de générateurs de vapeur, et les débits critiques ont été mesurés pour des pressions jusqu'à 6,8 MPa et un sous-refroidissement de 15 à 29 °C. Les modèles actuels d'écoulement critique ont été testés par rapport aux données et une nouvelle relation de flux de masse critique a été élaborée, et elle est applicable aux fissures des générateurs de vapeur.

Haut de la page

RSP-0253 – Examen des lignes directrices sur l’aptitude au service des tubes des générateurs de vapeur

Le rapport du CPC intitulé « Fitness-for-Service Guidelines for SG Tubes. Section 1 : Evaluation Procedures and Acceptance Criteria » (n° COG07-4089, 2007) a été examiné. Une comparaison des Lignes directrices sur l'aptitude fonctionnelle (FFSG – Fitness for Service Guidelines) avec le document NEI-97-06 a montré ce qui suit :

  1. Les deux critères maintiennent l'intégrité de la structure et des fuites pendant toute la période d'évaluation grâce au contrôle de l'état et à l'évaluation opérationnelle. Les deux permettent l'utilisation des essais de pression in situ afin de satisfaire aux critères de rendement pour le contrôle de l'état. En général, aucun des deux critères ne permet la remise en service d'un tube présentant un défaut important détecté au cours d'un contrôle d'état sans que le tube ne soit réparé. Les deux utilisent une limite de réparation à 40 % d'épaisseur pour les défauts non plans, comme la perte d'épaisseur due à l'usure ou à la corrosion par frottement.
  2. Les facteurs de sûreté utilisés dans les deux critères sont presque identiques. Dans le document NEI 97-06, les facteurs de sûreté sont appliqués directement à la pression d'éclatement. Dans les FFSG, elles sont appliquées indirectement par le truchement de concepts comme la taille tolérable maximale des zones de corrosion par frottement (MTFS – Maximum Tolerable Fret Size) et les défauts présentant un risque de fuite (FAROL – Flaw at Risk of Leaking).).
  3. Le document NEI-97-06 exige que tous les défauts satisfassent aux critères 3 ∆pNO et 1,4 ∆pSLB contre l'éclatement avec une probabilité de 95 % au niveau de confiance de 50 % à la fois pour le contrôle de l'état et l'évaluation opérationnelle. Dans le document NEI-97-06, le terme « éclatement » est synonyme d'éclatement instable, et non de rupture de ligament.
  4. Les FFSG utilisent une approche différente de la méthode NEI-97-06. Deux critères d'acceptation sont autorisés, selon que les fuites sont interdites ou non. Les FFSG utilisent les termes « instabilité ligamentaire » (ligament instability) et « pénétration au travers de la paroi » (throughwall penetration) pour désigner ce qui est défini comme une « rupture du ligament » (ligament rupture) dans les lignes directrices de l'EPRI. L'utilisation d'une terminologie uniforme est recommandée afin d'éviter toute confusion.
  5. Les critères des FFSG lorsqu'une fuite est interdite sont plus sévères que les critères NEI-97-06, parce que ces derniers exigent un facteur de sûreté de 3 en exploitation normale (1,4 en cas de rupture de conduite de vapeur (SLB) pour un éclatement instable avec une limite de confiance de 95/50, alors que les critères des FFSG requièrent un facteur de sûreté de 3 au cours des événements de niveau A (1,5 en cas de rupture SLB) contre la pénétration au travers de la paroi (rupture de ligament), sans rupture (rupture instable). Si les critères d'acceptation permettant les fuites sont adoptés, la pénétration du défaut au travers de la paroi est autorisée pourvu que la fuite avant rupture (FAR) soit démontrée avec des facteurs de sûreté appropriés.

Les préoccupations suivantes ont été soulevées dans la section sur les avis d'experts :

  1. Bien que les encoches dues à la machine d'usinage par étincelage (EDM) soient acceptables pour les simulateurs de rupture des fissures de fatigue et des zones de corrosion par frottement, elles n'ont pas la morphologie complexe (plusieurs fissures, ligaments, etc.) des fissures par corrosion sous contrainte (FCC). Elles ne sont pas non plus de bons simulateurs des fissures par corrosion sous contrainte pour les études NDE ou des taux de fuite. Bien que les taux de fuite par unité de surface calculés par des essais sur les encoches EDM puissent être applicables aux FCC, le calcul des tailles d'ouverture des FCC peut être compliqué par la présence des ligaments.
  2. L'utilisation du paramètre MTFS pour les critères d'acceptation interdisant les fuites et du paramètre FAROL pour les critères d'acceptation permettant les fuites convient davantage aux défauts qui sont à peu près rectangulaires (p. ex. les zones de corrosion par frottement) qu'aux FCC, qui sont en forme de ligaments irréguliers et n'ont pas de profondeur uniforme.
  3. Les cinq types de défauts dans les FFSG sont représentatifs de l'amincissement des parois et des zones de corrosion par frottement. Mais les géométries des fissures qui y sont présentées sont représentatives des fissures de fatigue, et non des FCC. Les FFSG ne donnent aucune indication sur la façon de caractériser les FCC (pour l'évaluation de l'intégrité) par des essais NDE. Beaucoup de recherches sur les FCC sont nécessaires dans ce domaine.
  4. Pour les critères d'acceptation permettant les fuites, les FFSG exigent que la fuite avant rupture soit démontrée, et en particulier on doit démontrer que le taux de fuite est détectable pour que la centrale puisse être arrêtée avant la rupture. Bien que cette idée soit attrayante en théorie, son utilité pratique peut être restreinte parce qu'on constate parfois que 100 % des défauts au travers des parois dans des tubes retirés de GV ne fuient pas. Aussi, l'analyse probabiliste indique que les critères de probabilité de rupture de = 0,01 (coefficient de sécurité = 1) à un niveau de confiance de 50 % fournissent moins de marge de sûreté que la probabilité de rupture habituelle de = 0,05 (facteur de sûreté = 3 ou 1,5) à un niveau de confiance de 50 %.
  5. Selon le tableau IA-5, les FFSG exigent que le nombre de défauts pour chaque mécanisme de dégradation dépassant la valeur MTFS dans tous les GV soit = 1, mais elles ne précisent pas si le nombre de défauts est la valeur prévue ou la limite supérieure. Ailleurs dans les FFSG, on stipule que la condition ci-dessus devrait être satisfaite au niveau de confiance de 95 %. L'exigence devrait être uniforme dans l'ensemble des FFSG.
  6. Les FFSG prévoient des procédures acceptables pour tenir compte des mécanismes de dégradation communs. Toutefois, la morphologie de dégradation des FCC n'est pas examinée en détail dans les FFSG, probablement parce que les recherches se poursuivent encore dans ce domaine. Un mécanisme de dégradation additionnel dû aux dommages par un corps étranger est de plus en plus étudié aux États-Unis et au Canada et devra être pris en compte dans les FFSG.
  7. Les équations et les corrélations pour les paramètres d'éclatement/rupture et la mécanique de la fissure, présentées dans les FFSG, ont été comparées à ce que l'on trouve dans la littérature. Les résultats ont été jugés comparables. La corrélation avec la pression d'éclatement instable dans les FFSG donne des résultats comparables à ceux de la littérature. Cependant, l'équation C-37 donne l'impression que les coefficients de corrélations avec la pression d'éclatement des ligaments sont des constantes universelles. Il convient de préciser que ces coefficients ne sont pas des constantes, mais dépendent des propriétés de contrainte de fluage du matériau du tube sur lequel les essais de rupture ont été exécutés. L'utilisation des propriétés minimales du code de l'American Society of Mechanical Engineers (ASME) pour calculer les coefficients peut mener à des prévisions peu prudentes de la pression de rupture des ligaments.

    Les corrélations pour la mécanique de la fissure dans les FFSG donnent des résultats comparables à ceux des corrélations disponibles dans la littérature. Il y a une certaine variabilité dans les résultats pour les différentes corrélations disponibles dans la littérature.

    Dans l'ensemble, les FFSG fournissent un cadre approprié, par le contrôle de l'état et l'évaluation opérationnelle, pour le traitement des défauts qui pourraient dépasser la limite d'épaisseur des parois de 40 % à la fin de l'intervalle d'inspection suivant.

Haut de la page

RSP-0254 – Fonctions de charge due à un écrasement d’aéronef

Les fonctions de forçage dû à un écrasement d'aéronef (historiques des forces Riera) ont été examinées et des recommandations ont été présentées à la CCSN pour le choix de quatre types d'aéronefs qui seront utilisés dans les exigences de conception connexes à l'intention des fournisseurs de centrales nucléaires. Pour les quatre types d'aéronefs recommandés, les historiques des forces d'impact ont ensuite été calculés pour les vitesses d'impact convenues avec la CCSN, à l’aide des informations disponibles dans le domaine public sur la force d'écrasement, les distributions de masse et les vecteurs vitesse présumés. Les calculs, réalisés sur des feuilles Excel, sont basés sur (i) l'impulsion exercée par la masse d'arrêt et la force de l'écrasement sur la cible, qui est présumée rigide, et (ii) la résolution de l'équation du mouvement pour la partie non écrasée du fuselage. Le principal résultat de ces calculs est l'historique des forces totales agissant sur le panneau cible. L'autre élément clé de la spécification de la charge d'impact est la répartition de la force sur le panneau cible – la zone recevant la charge. Ceci est déterminé en fonction de la géométrie de l'aéronef et de son « suivi » pendant toute la durée de l'impact, de la forme et de la superficie en contact avec la cible – la superficie est d'abord le cercle du fuselage, mais s'élargit sur les côtés au moment où les ailes heurtent la cible. La distance sur laquelle l'écrasement se propage le long du fuselage et des ailes et la durée de la force dépendent de la vitesse d'impact initiale. La charge d'impact pour chaque type d'aéronef à chacune des vitesses sélectionnées est présentée sous forme (i) d'historique des forces totales et (ii) d'historique de la superficie de charge.

Haut de la page

RSP-0255 – Examen indépendant des guides d’examen pour le personnel liés aux aspects techniques des mesures de protection contre les actes malveillants, les dangers sismiques, les dangers externes non sismiques et les dangers internes

Ce bref rapport présente mes commentaires au sujet du document :

  • RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires (2008) [2]

et la version provisoire des trois guides d'examen pour le personnel (SRG Staff Review Guides) suivants :

  • SRG-2.01-CON-11NNNN-XXX, Engineering Safety Aspects of Protection from Malevolent Acts (2009) [4]
  • SRG-2.01-CON-11NNNN-5.6.3, Seismic Qualifications [5]
  • SRG-2.01-CON-11NNNN-5.6.4, External Hazards Other Than Earthquakes and Internal Hazards (Accidents)

Je soutiens fermement la mise en place des objectifs quantitatifs de sûreté énoncés dans le document RD-337. L'établissement de ces objectifs quantitatifs de sûreté est une avancée majeure dans l'élaboration d'objectifs de rendement (tenant compte des risques) basés sur des critères de conception techniques. Cependant, il est difficile de savoir si les objectifs de sûreté quantitativement établis sont des objectifs de risque moyen ou de risque médian. Le risque moyen tient compte à la fois de l'incertitude épistémique et de la variabilité aléatoire, alors que le risque médian ne tient pas compte pleinement de l'incertitude épistémique. Dans le cas du risque sismique, les estimations de risque moyen et médian diffèrent souvent par un facteur de trois à dix. Je recommande que le document RD-337 indique clairement que les objectifs quantitatifs de sûreté sont des objectifs de risque moyen.

Mon commentaire principal au sujet du document SRG sur les actes malveillants est que la CCSN devrait définir la gravité des menaces de référence (DBT) et des menaces hors dimensionnement (BDBT). Ce n'est pas au titulaire de permis de définir ces deux types de menaces.

Pour ce qui est du document SRG sur les dangers sismiques, mon commentaire principal est qu'en raison de l'incertitude épistémique dans le risque sismique, il est très difficile d'abaisser le risque sismique moyen à moins de 10 % des objectifs de sûreté quantitatifs totaux décrits dans le document RD-337. Parmi les principaux facteurs contribuant au risque, le risque sismique est le plus difficile et le plus coûteux à réduire de façon appréciable. Les séismes constituent une cause commune, car ils affectent simultanément l'ensemble des structures, systèmes et composants (SSC). En outre, la pente de la courbe des aléas sismiques moyens est plutôt plate, alors que l'on devrait normalement augmenter le niveau de conception antisismique par un facteur de deux à quatre pour réduire le risque sismique d'un facteur de dix. Pour cette raison, on devrait octroyer aux risques sismiques une fraction disproportionnellement plus grande de l'objectif de sûreté quantitatif total. Je suggère que le risque sismique soit maintenu à moins de 50 % des objectifs de sûreté quantitatifs figurant dans le document RD-337.

La section 2.2.1 du document SRG sur la qualification sismique [5] devrait définir les objectifs de risque sismique admissibles et compatibles avec les objectifs de risque totaux énoncés dans le document RD-337. Je propose que les objectifs suivants de sûreté sismique soient établis :

  • Fréquence des dommages graves au cur < 5 x 10-6 par année
  • SSRF < 5 x 10-6 par année
  • SLRF < 5 x 10-7 par année

Même avec ces objectifs allégés de sûreté sismique, le spectre de réponse nominal (DRS) des mouvements du sol dus au séisme de référence (DBE) doit être défini de façon plus prudente que la valeur moyenne de 10-4/an du spectre de réponse de danger uniforme (UHRS), à savoir. :

DRS = DF * UHRS 10 -4

Le facteur de sûreté (DR) varie de 1,0 à 2,0 en fonction de la pente de la courbe de danger sismique propre au site.

Avec le DRS défini comme il est décrit, il sera encore nécessaire de :

  • procéder à une évaluation probabiliste de la sûreté sismique afin de montrer à ces objectifs sont atteints
  • démontrer que les critères de conception sont suffisamment prudents pour démontrer une faible probabilité de défaillance avec un niveau de confiance élevé (HCLPF) allant au-delà du séisme hors dimensionnement (BDBE) fixé à 1,67 fois le séisme de référence (DBE)

La section 2.2.1 du document SRG sur la qualification sismique [5] précise des exigences de marge HCLPF pour l'événement BDBE.

Si le risque sismique représente jusqu'à 50 % des objectifs de sûreté quantitatifs totaux, la somme de tous les dangers pris en compte dans le document SRG sur les risques externes et internes SRG [6] doit probablement être maintenue à moins de 20 % des objectifs de sûreté quantitatifs. Cela signifie que les objectifs de sûreté pour un seul risque, parmi ceux envisagés dans la référence [6], doivent être sous la plage de 10-7. Il est généralement assez facile de démontrer que la fréquence des dommages causés au cœur du réacteur (FDCR) et la fréquence de petites émissions radioactives (FPER) pour chacun des risques considérés dans la référence [6] sont sous la plage de 10-7. La plupart de ces dangers peuvent causer seulement des dommages localisés aux structures, bien en deçà d'une situation d'effondrement, et peuvent affecter seulement les systèmes et les composants dans des compartiments individuels des structures. Ainsi, le risque que présentent ces dangers est considérablement réduit par les dispositions sur la défense en profondeur, la redondance et la séparation des trains.

En résumé, je suis catégoriquement en désaccord avec l'énoncé à la page 9 de la référence [6], à savoir :

Les objectifs de sûreté pour toute séquence d'événements individuels doivent être examinés avec une fréquence inférieure à moins de 10-6 par année-réacteur.

Cet objectif est trop libéral pour les risques individuels pris en compte dans la référence [6] pour les raisons évoquées ci-dessus si l'on veut préserver les objectifs de sûreté totale énoncés dans le RD-337. Toutefois, dans la référence [6], la probabilité de dommages localisés aux structures et de défaillance des systèmes et composants individuels est fixée à 10-5/an. Ce niveau me paraît raisonnable tant que les dispositions sur la défense en profondeur, la redondance et la séparation des trains sont suffisamment appliquées de façon à atteindre les objectifs de sûreté pour ces risques individuels sous la plage de 10-7. Par conséquent, à une exception près, je trouve que les dispositions sur la charge nominale aux 2.2.2, 2.2.3, et 2.2.4 de la référence [6] sont raisonnables.

Les critères d'inondation externe sont la seule exception à la section 2.2.2.3 de la référence [6]. À moins d'inclure dans la conception des centrales des portes résistantes aux inondations pour prévenir les eaux extérieures de pénétrer dans les structures, ces inondations seront une cause commune de défaillance pour tous les composants électriques critiques situés au rez-de-chaussée ou sous le sol. En conséquence, le sol de la centrale devrait être défini au-dessus de la probabilité 10-6/an de dépassement du niveau d'inondation externe du site, à moins que des mesures de protection ne soient prises.

Haut de la page

RSP-0256 – Analyse du tritium dans le sol et la végétation de Pembroke, Russell, Golden Lake et Hay River

Ce rapport présente les résultats des analyses réalisées sous contrat pour la CCSN afin de déterminer l'activité du tritium dans les échantillons de sol et de la végétation prélevés à proximité des installations de SRB Technologies (SRBT), à Pembroke (Ontario), le 14 août 2007, par rapport à d'autres endroits de référence. La société SRBT, une installation de traitement du tritium, a rejeté du tritium dans l'environnement par deux cheminées situées au 320, chemin Boundary, dans le cadre de ses activités autorisées par la CCSN depuis 1991. Elle a cessé temporairement le traitement du tritium le 1er février 2007, pour reprendre ses activités quelques mois plus tard, après avoir obtenu un nouveau permis de transformation le 1er août 2008.

Ce rapport présente les données sur le tritium dans les échantillons prélevés à différentes distances de SRBT à la fin de la première saison de croissance, après une réduction importante des rejets de tritium. Aux fins de contrôle, on a également analysé quelques échantillons provenant d'un site de référence local (lac Golden) et régional (Russell), et d'un site éloigné de toute source industrielle de tritium (Hay River, Territoires du Nord-Ouest). Les échantillons ont été prélevés par le personnel de la CCSN et les analyses de laboratoire ont été effectuées par le Laboratoire des gaz rares MAP au Département de sciences de la Terre à l'Université d'Ottawa (DSTUO).

En tout, 36 échantillons avec la documentation connexe ont été fournis au DSTUO par la CCSN pour les analyses du tritium libre dans l'eau (TLE) et du tritium lié organiquement (TLO). Les échantillons ont été déshydratés et l'eau récupérée pour l'analyse des niveaux de tritium (TLE) par comptage par scintillation en milieu liquide (CSL). La matière organique séchée a ensuite été encapsulée et analysée pour l'augmentation interne de 3He par spectrométrie de masse pour la détermination du TLO.

Une expérience avec les anneaux de croissance des arbres a été effectuée afin de déterminer la quantité de tritium organiquement lié dans le voisinage des installations de SRBT.

Haut de la page

RSP-0257 – Devenir environnemental du tritium dans le sol et la végétation

La CCSN a entrepris et financé cette étude sur le devenir du tritium pendant son cycle dans les sols, la végétation (fruits et légumes), les plantes et les produits animaux dans des environnements locaux, à proximité des sites de rejets atmosphériques soutenus et de longue durée par les installations nucléaires. Cette étude nous permet de mieux comprendre comment le tritium émis par les activités nucléaires se transforme en oxyde de tritium (HTO) et en tritium organiquement lié (TLO) dans la biosphère et la chaîne alimentaire.

Répartition du tritium dans l'air, le sol, la végétation et les produits animaux à proximité de 4 installations nucléaires canadiennes

Dans un site témoin local (Russell, en Ontario), la concentration de HTO dans l'eau du sol était de 24,7 unités de tritium (UT), alors que la concentration de TLO était de 86,9 UT. Dans les sites de référence éloignés (Warman et Langenburg, en Saskatchewan), le contraste est plus prononcé, l'eau du sol contenant seulement 12,7 UT et la concentration associée de TLO étant de 166 UT. Ceci est généralement attribué au tritium résiduel des bombes thermonucléaires qui est demeuré séquestré dans les matières organiques du sol. Bien que la végétation associée ait une concentration de HTO presque égale à celle dans l'eau dans le sol et aux niveaux de fond types de ces régions, la concentration de TLO dans la végétation est supérieure, atteignant 101 UT à Russell et 198 UT en Saskatchewan. Cela donne à penser que la végétation séquestre le tritium non seulement à partir de l'eau interstitielle du sol, mais aussi (beaucoup) à partir des matières organiques du sol.

Près de l'installation nucléaire de Pembroke, l'activité du HTO et du TLO dans les sols, les fruits, les légumes et le fourrage diminue de façon spectaculaire avec la distance de l'installation de SRBT, passant de plus de 1 800 UT (200 Bq/L) près de l'installation à une concentration près des niveaux de fond de moins de 100 UT (10 Bq/L) en deçà de 6 km de distance. Les concentrations de TLO dans la végétation et les produits animaux baissent de près de 2 000 UT (225 Bq/L) près de l'installation à < 30 Bq/L à une certaine distance. De même, les concentrations de TLO dans la végétation diminuent rapidement à l'extérieur du site de SRB Technologies, passant de près de 2 000 UT à moins de 400 UT. On constate que le TLO dans la plupart des échantillons est enrichi avec le HTO associé, pour des rapports allant de près de 1 à plus de 15 dans les produits maraîchers et animaux, et qu'il est susceptible de répondre à un inventaire élevé de TLO qui existe dans la région en raison des émissions passées par SRB Technologies. Une réduction des émissions depuis 2007 a été observée en raison d'un arrêt des opérations. Les concentrations inférieures de HTO par rapport au TLO suggèrent que la reprise des activités a été accompagnée par une baisse des niveaux d'émission par rapport aux missions antérieures. Aucun enrichissement systématique des sols vers les plantes et les animaux n'est manifeste, bien que l'on observe des changements importants d'année en année dans le TLO.

Le TLO et le HTO dans la végétation près de la centrale nucléaire de Darlington démontrent une similitude et une variabilité qui est dans la fourchette constatée par les contrôles historiques (OPG, 2009). Les concentrations de HTO dans les sols, la végétation et la production animale vont de près de 200 UT à 2 km du site de production, à près des niveaux de fond (près de 127 UT ou 15 Bq/L) à 6 km de distance. Les concentrations et les rapports TLO/HTO similaires permettent de croire qu'ils proviennent d'une faible source d'émission à l'équilibre qui est dominé par le HTO provenant de la station. Les concentrations de HTO et de TLO dans les produits maraîchers et le fourrage sont variables, mais ne montrent aucun enrichissement systématique d'un réservoir vers l'autre. En revanche, les produits animaux sont uniformément enrichis en TLO par rapport au HTO, avec des rapports > 1. Des augmentations mineures de TLO par rapport au HTO dans certains produits animaux peuvent être attribuables au TLO dans le fourrage. Une baisse importante, de 2008 à 2009, du TLO dans les produits animaux (1 914 à 100 UT dans le lait et 337 à 41 UT dans les œufs) permet de penser que le stock fourrager dans les fermes en cause, dans une région à concentration de tritium élevée, est probablement la plus grande source d'excès en TLO. La viande (facteur de croissance à plus long terme) n'a pas présenté de concentration élevée en 2008. Le rapport TLO/HTO pour la plupart des produits animaux était près de 2 (1,2 à 2,6 en UT) à l'exception du lait et des échantillons d'œufs en 2008 (45 et 13 UT).

À Gentilly, les mesures de HTO dans les différents réservoirs (sol, produits du jardin, fourrage, produits animaux) montrent une diminution des concentrations d'environ 210 UT (25 Bq/L) à 1,5 km du site, jusqu'au niveau de fond (< 20 UT) en deçà de 20 km de la centrale. Il n'y a pas d'enrichissement systématique du TLO sur HTO dans aucun réservoir à l'exception d'une mesure de TLO anormale dans la viande en 2008 (234 UT), qui est revenue aux niveaux de fond (13,9 UT) en 2009, probablement en raison de l'importation d'animaux depuis un site différent, ou de l'utilisation d'aliments à haute teneur en TLO provenant de l'extérieur de la région, comme cela a été observé dans d'autres sites. À l'exclusion de ce seul échantillon, le rapport TLO/HTO varie entre 0,74 et 1,09, ce qui suggère un équilibre avec les émissions soutenues à long terme.

Le site de Peterborough montre l'incidence de la libération de tritium sur la végétation à proximité du site, les concentrations de HTO atteignant 8 800 UT (1 000 Bq/L) et celles TLO des valeurs allant jusqu'à 3 800 UT (210 Bq/kg) à 1 km du site, avec une diminution exponentielle à près de 200 UT en HTO et de 900 UT en TLO en deçà de 8 km de l'installation. Le site de Peterborough est unique parmi les quatre en ce qu'il montre une augmentation systématique du TLO dans les échantillons de 2009 par rapport à ceux de 2008. Les concentrations ont augmenté de moins de 50 % à plus de 10 fois. La plupart des échantillons montrent également une augmentation du TLO allant de quelque 10 % à plus de 100 %, entre 2008 et 2009. Ces augmentations importantes de TLO et les augmentations connexes de HTO suggèrent une source d'émission variable. Cette hypothèse est étayée par le quasi-doublement du TLO dans les anneaux des arbres en 2009 (348 Bq/L équivalent eau) par rapport aux anneaux de 2008 (186 Bq/L équivalent en eau) échantillonnés à 450 m au nord du site. Comme on l'a observé aux trois autres installations nucléaires, les variations annuelles dans la végétation et les produits animaux obscurcissent tout enrichissement potentiel du signal de TLO des sols et de la végétation vers les produits animaux.

Études expérimentales des modes de conversion HT-HTO-TLO

On sait que la conversion du HT provenant de sources atmosphériques en HTO se produit principalement dans les sols où les hydrogénotrophes sont disponibles et capables d'oxyder l'hydrogène à l'eau. Cependant, on sait peu de choses sur les taux et les conditions de cette conversion. Des expériences ont été conçues pour étudier les mécanismes et les taux qui influent sur le devenir du HT rejeté dans l'atmosphère et le taux de conversion HTO-TLO dans les sols.

Pour les tomates, les concombres, les radis et les haricots dans les trois types de sols, les concentrations de HTO sont comprises entre 25 000 et 90 000 UT, ce qui est inférieur à 10 % au niveau de HTO atmosphérique ambiant. Les concentrations de TLO pour les plantes sont dans la même plage que le HTO, variant entre 40 000 et 80 000 UT. Cette similitude dans les plages et les faibles concentrations par rapport au HTO atmosphérique permet de penser que la conversion du HT dans les sols est une voie dominante pour le TLO. Selon des expériences de diffusion du HT (ci-dessous), il semble que les taux de conversion du HT dans les sols peuvent produire ces quantités de HTO au cours de la saison de croissance. Le HTO dépasse constamment le TLO d'environ 20 % à plus du triple dans les produits végétaux, alors que dans les tiges des plantes, c'est le TLO qui dépasse constamment le HTO. Cet écart indique que les variations saisonnières des émissions de HT peuvent avoir un effet sur la séquestration du tritium par des composants différents de plantes. Le TLO est enrichi dans les tiges des végétaux associés, ce qui reflète une autre fois peut-être une croissance associée à un signal de HT variable (et donc de HTO dans les sols) au cours de la saison de croissance. En outre, cette concentration de TLO est proche de celle du HTO dans la plupart des échantillons (c.-à-d. à 50 % près de celle du HTO), ce qui indique que ces plantes tirent l'essentiel de l'hydrogène du HT et du HTO activement recyclés, plutôt que des inventaires de matières organiques dans le sol. Si ces inventaires étaient importants pour la croissance de ces plantes, on observerait un rapport beaucoup plus grand de HTO par rapport au TLO.

En ce qui concerne les types de sol, on ne constate aucune différence notable entre le HTO et le TLO qui indiquerait une production plus grande dans un type de sol que dans un autre. Cependant, on a mesuré quelque 40 000 à 80 000 UT dans la fraction HTO de ces sols, ce qui indique une accumulation importante de tritium en raison de leur exposition au HT ou au HTO dans l'air. Cela se compare de près aux résultats de diffusion du HT en cellules (présentés ci-dessous) qui montrent une accumulation moyenne de HTO après oxydation du HT d'environ 10 000 UT sur une période de huit jours. Bien que les trois sols utilisés dans ces expériences en serre n'aient pas été protégés du HTO ambiant, il semble que la majeure partie de la production mesurée de tritium libre dans l'eau peut être attribuée à la conversion du HT.

Le jardin expérimental a été conçu pour évaluer les facteurs qui influent sur les mécanismes et les taux de conversion du HT en HTO dans les sols. Toutefois, les effets confusionnels des échanges entre l'eau du sol et le HTO atmosphérique et les ajouts d'eau d'arrosage à faible teneur en tritium n'ont pu être levés. Une deuxième série d'expériences a été réalisée avec l'objectif spécifique de tester un protocole qui excluait l'échange entre la vapeur de HTO atmosphérique et l'eau des sols étudiés, tout en permettant la diffusion du HT atmosphérique dans les sols, afin de déterminer le taux de conversion du HT en HTO par les sols. À cette fin, on a utilisé une membrane de diffusion fixée à des bouteilles remplies de sol qui permettaient uniquement la diffusion du HT dans les bouteilles et sur le sol. Après le déploiement sur le site de SSI pour des périodes allant de quelques heures à huit jours, on a analysé les eaux récupérées du sol pour mesurer la quantité de HTO produite par l'oxydation du HT dans les cellules.

Les résultats de ces expériences indiquent que l'augmentation interne du HTO allant de 777 à 1 936 Bq/L au bout de huit jours, soit un taux moyen de conversion de 0,0019 Bq g-1 h-1. En utilisant la concentration de HT atmosphérique et en normalisant aux concentrations moyennes de H2 dans les sols (500 ppmv), on obtient un taux de conversion d'environ 200 H2 nmol g-1 h-1, qui est proche de la valeur trouvée par Guo et Conrad (2008) pour un sol forestier. Cela est conforme à l'oxydation abiotique de l'hydrogène. Bien que la consommation de H2 puisse se faire par voies microbiennes, on a démontré que le processus est plus rapide à des niveaux inférieurs de PH2 par l'activité enzymatique abiotique. Ce processus met en cause des hydrogénases extracellulaires libres sorbées sur les particules du sol et présentes dans les cellules mortes et les fragments de cellules (Skujins, 1978; Haring et Conrad, 1994; Conrad et Seiler, 1981). Ces résultats nous permettent de conclure que la conversion du HT en HTO se produit fort probablement à la même vitesse que la conversion du H2 naturel dans les sols.

Les anneaux des arbres : des indicateurs du tritium atmosphérique

On a analysé les anneaux de croissance des arbres afin de déterminer s'ils peuvent fournir de l'information au sujet des rejets de tritium par les installations nucléaires. Cette expérience visait seulement à établir la viabilité de la technique, en utilisant des sections d'arbres d'opportunité dans des sites à haute teneur en tritium où l'on avait mesuré par le passé des concentrations de HT et de HTO. Les échantillons d'opportunité ont été prélevés à Pembroke sur le site de SRB, sur le site de SSI à Peterborough, et à la centrale de Darlington.

Les données tirées des anneaux de croissance sur les sites de SSI et de SRBT, avec des valeurs élevées de TLO de l'ordre de 1 000 et 50 000 UT, respectivement, étaient de 20 à 1 000 fois supérieures aux valeurs de fond locales. Les deux ensembles de données indiquaient les tendances importantes, sur plusieurs années, des émissions connexes dominées par le HT. Les données tirées des anneaux de croissance sur le site de SSI présentaient une augmentation importante du TLO de 2008 à 2009, ce qui concorde avec les observations de la végétation locale pendant ces deux années, même si elles contrastent les données sur les émissions.

Les faibles concentrations de TLO mesurées au site de Darlington, avec des valeurs moyennes de l'ordre de 100 à 150 UT, ne montrent qu'une faible corrélation avec les émissions locales dominées par le HTO à ce site. La piètre corrélation pour ces données, dont la moyenne est seulement 5 fois plus élevée que les valeurs de fond, peut être due à une incidence accrue de facteurs tels que les variations saisonnières des précipitations et des émissions. Les travaux futurs devront examiner de plus près les variations à court terme des émissions et leur corrélation avec la période de croissance des arbres et également la translocation possible du H3 entre les anneaux de croissance, comme on l'observe pour les métaux traces.

Rétablissement de l'environnement après la diminution de HT et de HTO

La fermeture temporaire (du 31 janvier 2007 au 1er juillet 2008) de l'installation de SRB Technologies à Pembroke (Ontario) a fourni l'occasion d'évaluer les changements potentiels dans le HTO et le TLO dans la végétation suite à une réduction importante des émissions de HT. Cette étude a été réalisée sur la période de trois ans allant de 2007 à 2009.

Les émissions des cheminées, principalement sous forme de HT, ont diminué de façon exponentielle par rapport au maximum annuel observé en 2000 (17 990 TBq) pour atteindre un minimum en 2006 (3 TBq). L’année 2007 a été une exception, car les émissions de cheminée ont atteint un sommet de 1 875 TBq. En 2007, les concentrations de TLO dans la végétation étaient plus élevées (atteignant une valeur maximale de 27 806 UT), et bien au-dessus de la concentration à l'équilibre avec le HTO. En 2008 et 2009, les concentrations de TLO, avec une valeur maximale de 1 965 UT en 2009 près de l'installation de SRB, ont été bien inférieures à celles mesurées en 2007. Dans l'ensemble, ces résultats indiquent que les concentrations de HTO et de TLO dans les produits maraîchers peuvent répondre rapidement aux changements dans les émissions de cheminée.

Cycle du TLO dans l'environnement

Le transport et la répartition du TLO entre les sols, les plantes, les légumes de jardin et les produits animaux ont des incidences réglementaires pour la protection de la santé humaine et de l'environnement. L'un des objectifs de cette recherche était d'évaluer la dynamique du cycle du TLO entre les compartiments de l'environnement dans des conditions de rejets soutenus à long terme par quatre sources près d'installations nucléaires canadiennes : SRB Technologies - Pembroke (Ontario); Shield Source Inc – Peterborough (Ontario); centrale de Darlington (Ontario); centrale de Gentilly (Québec).

Des graphiques sommaires des concentrations de LTO et de HTO dans la végétation et les produits animaux dans les quatre sites d'activité nucléaire montrent une variabilité considérable. Bien que tous montrent uniformément des concentrations plus grandes de TLO que de HTO dans les produits animaux, il n'y avait pas d'augmentation systématique dans le TLO dans les produits animaux par rapport au fourrage. En outre, les augmentations anormales de TLO dans les produits animaux ne sont pas uniformes et sont probablement liées à des différences dans les sources d'alimentation plutôt qu'à l'enrichissement enzymatique et à la bioaccumulation. En raison des concentrations systématiquement plus élevées de TLO par rapport au HTO, ce dernier est un piètre indicateur dans les produits animaux aux fins réglementaires.

On a observé des variations annuelles considérables du TLO dans les sols, les jardins, les fourrages et les produits animaux, et elles sont plus importantes que toute accumulation trophique potentielle du TLO. Les concentrations de TLO près de Peterborough dans la végétation en 2009 dépassent largement celles de 2008. Les concentrations de TLO dans les produits animaux à Darlington ont connu une réduction importante de 2008 à 2009. On peut conclure de ces résultats que les variations annuelles dans la répartition du tritium entre les compartiments de l'environnement sont plus importantes que le fractionnement et l'accumulation possibles du TLO.

Haut de la page

RSP-0258 – Examen de l’analyse des arrèts sûrs en cas d’incendie

La liste de vérification pour l'analyse des arrêts sûrs en cas d'incendie (AARI) a été élaborée afin d'aider le personnel de réglementation de la CCSN à examiner les AARI soumises par les exploitants de centrales nucléaires en exploitation et en construction au Canada. La liste de vérification AARI repose sur la section 11, Analyse des arrêts sûrs en cas d'incendie de la norme N293-F07, Protection contre l'incendie dans les centrales nucléaires CANDU, de l'Association canadienne de normalisation (CSA). La liste de vérification incorpore les exigences d'autres sections de la norme N293 invoquées à la section 11 ainsi que l'orientation fournie dans la directive NEI 00-01, révision 2, Guidance for Post Fire Safe Shutdown Circuit Analysis, du Nuclear Energy Institute, dans le Code NFPA 805, Performance Based Standard for Fire Protection for Light Water Reactor Electric Generating Plants, de la National Fire Protection Association et dans le guide de réglementation 1.189, révision 2, Fire Protection for Nuclear Power Plants, de la NRC des États-Unis.

Haut de la page

RSP-0259 – Dotation du corps de pompiers industriel

Ce rapport présente les critères d'acceptation pour la détermination de l'analyse des besoins des centrales nucléaires et l'effectif minimal du corps de pompiers industriel (CPI). Le rapport a été rédigé en vue d'aider le personnel de réglementation de la CCSN lorsqu'il examine les analyses des besoins des centrales en ce qui a trait à la dotation du CPI. Le rapport comprend une liste de vérification qui repose sur la section 10, Capacité d'intervention en cas d'incendie, de la norme N293-F07, Protection contre l'incendie dans les centrales nucléaires CANDU, de l'Association canadienne de normalisation (CSA). La liste de vérification aborde la conformité aux objectifs, aux principes et aux critères applicables établis dans la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et ses règlements, les codes et les normes pour tous les modes d'exploitation ainsi que les objectifs de protection contre l'incendie. La liste de vérification fournie à l'annexe A sera incorporée dans d'autres directives relatives à l'examen réglementaire de la conception pour l'évaluation du caractère adéquat des demandes.

Ce rapport formule deux recommandations, et chacune précise une orientation détaillée sur la façon de déterminer l'effectif minimum du corps de pompiers par le biais d'exemples illustrés. Les scénarios qui ne sont pas couverts spécifiquement dans les recommandations peuvent être évalués en utilisant les principes décrits à la recommandation 1, ainsi qu'en jugeant et en interprétant les scénarios fournis à l'annexe B.

Haut de la page

RSP-0260 – Examen de la modélisation des incendies à Bruce

Des modèles d'incendie ont été préparés pour les nouvelles aires de stockage du combustible à la centrale nucléaire de Bruce. Un examen a été effectué pour déterminer si les modèles d'incendie ont été élaborés en conformité avec les normes de l'industrie et la pratique de l'industrie. L'examen avait pour but d'aider le personnel de réglementation de la CCSN à étudier les modèles d'incendie. L'examen a permis de cerner des problèmes qui doivent être réglés dans les modèles d'incendie avant que ces modèles puissent être utilisés afin de prédire avec exactitude les arrangements appropriés pour les nouveaux colis contenant du combustible.

L'examen a permis de déterminer que des approches non conservatrices dans les hypothèses, les méthodes et les conclusions ont été utilisées pour les quatre analyses des modèles d'incendie. Le nombre global de commentaires et d'approches non conservatrices cernées dénote un manque de validité des modèles d'incendie. Il serait bon de noter que certaines approches peu orthodoxes ont été utilisées pour déterminer les débits calorifiques des surfaces verticales. Le fait que ces approches aient été examinées ne signifie d'aucune manière qu'elles sont acceptables. Les examens ont été réalisés dans un unique souci d'exhaustivité.

Les analyses de modélisation des incendies reposaient sur les codes et les normes de l'industrie. Cependant, l'application des principes qui y sont décrits est questionnable dans bien des cas. Les objectifs de conception des analyses ne sont pas clairement énoncés ni appuyés par les analyses soumises à la CCSN. Bon nombre des hypothèses formulées dans les modèles d'incendie sont non corroborées. Seules quelques données d'entrée et de sortie des modèles d'incendie ont été soumises à l'examen de la CCSN. Les recommandations formulées sont appropriées. Toutefois, la recommandation d'ajouter des systèmes d'irrigation par aspersion soulève des questions. Aucune corroboration axée sur le rendement des critères de conception des systèmes d'irrigation par aspersion recommandés n'a été fournie dans les modèles d'incendie. La recommandation est appropriée pour une conformité prescriptive, mais est inappropriée pour une conformité axée sur le rendement sans corroboration, car la capacité des nouveaux asperseurs de satisfaire aux objectifs de conception exigés dans l'AARI n'y est pas abordée. Enfin, la qualité des modèles d'incendie laissait à désirer et des erreurs ont été relevées.

Compte tenu de ces renseignements, il a été déterminé que les modèles d'incendie soumis sont inadéquats quant à l'utilisation prévue.

Dernière mise à jour :