Sommaires des rapports de recherche 2015–2016

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

RSP-617.1 – Examen par des experts sur le fondement technique pour les évaluations probabilistes de la susceptibilité des tubes de force au contact avec les tubes de calandre et aux boursoufflures

Jusqu’à 2012, l’industrie des réacteurs CANDU s’est servie d’une méthodologie probabiliste développée par AMEC-NSS pour évaluer le contact potentiel entre les tubes de force et les tubes de calandre ainsi que la défaillance connexe des tubes de force. Cette méthodologie utilise un modèle logistique pour le mouvement des bagues d’espacement et des hypothèses conservatrices pour le taux de fluage et les pentes d’extrémités des tubes de force. La méthodologie AMEC-NSS utilise le code C-DEPTH pour évaluer le contact potentiel entre les tubes de force et les tubes de calandre pour un canal particulier. Il faut noter qu’à ce moment-là, l’industrie CANDU élaborait une méthode pour mesurer physiquement l’écart entre les deux tubes, mais la méthode AMEC-NSS n’est pas fondée sur l’écart mesuré, puisque les technologies de mesure n’étaient pas à point en 2006. AMEC-NSS présumait donc des valeurs conservatrices pour le taux de fluage et les pentes des extrémités.

Les technologies de mesure ont évolué, et l’industrie CANDU a élaboré une nouvelle méthodologie fondée sur l’approche de Candu Energy Inc. (CEI) pour l’évaluation du contact potentiel entre les tubes de force et de calandre et la défaillance connexe des tubes de force. Cette méthodologie utilise l’écart mesuré et normalisé entre les tubes de force et de calandre afin de dériver le taux de fluage des tubes de force et les pentes des extrémités pour un cœur de réacteur donné, et dérive une distribution pour ces deux variables. La distribution dérivée est utilisée dans l’évaluation probabiliste pour déterminer la défaillance des tubes de force associée au contact potentiel entre les tubes de force et de calendre.

La Commission canadienne de sûreté nucléaire a lancé ce projet de recherche afin de terminer un examen par des experts sur la nouvelle méthodologie et le fondement technique connexe. Cette méthodologie intégrait les nouvelles techniques suivantes :

  • des techniques statistiques pour normaliser et modifier les données sur l’écart mesuré entre les tubes de force et les tubes de calandre
  • des techniques d’analyse comparative pour déterminer le fluage et les pentes des extrémités des tubes de force à partir des données mesurées sur l’écart
  • modèle du mouvement du ressort expandeur fondé exclusivement sur le traitement statistique des données limitées sur le mouvement des bagues d’espacement

La portée du travail englobait :

  • la prestation d’un examen scientifique des méthodes utilisées pour l’évaluation probabiliste proposée par l’industrie CANDU
  • la comparaison de la méthodologie de calibration modèle proposée avec les méthodes établies d’inférence statistique
  • l’examen du caractère adéquat de l’interprétation de l’évaluation probabiliste
  • la détermination de toute lacune et la recommandation d’améliorations potentielles à la méthodologie proposée

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RSP-614.1 – Évaluation des dangers d’inondation aux centrales nucléaires du Canada

L’accident survenu en 2011 à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi (Japon) à la suite d’un important séisme et d’un tsunami subséquent a démontré la puissance destructrice d’une inondation. Les exploitants et organismes de réglementation de partout dans le monde ont ainsi passé en revue la conception et les procédures opérationnelles pour renforcer la protection contre les inondations aux centrales nucléaires.

Avant d’étudier le besoin de renforcer le cadre de réglementation pour évaluer les dangers d’inondation aux centrales nucléaires, il faut d’abord analyser les pratiques exemplaires actuelles. La présente étude compare les pratiques exemplaires nationales et internationales d’évaluation des dangers d’inondation dans le but de cerner des lacunes potentielles et les points à améliorer, si nécessaire.

Le rapport offre une revue de la littérature scientifique au sujet des approches nationales et internationales de pointe pour l’évaluation des dangers d’inondation externes, et ce, en mettant l’accent sur les centrales nucléaires. Grâce à un examen des rapports publiquement accessibles des titulaires de permis de la CCSN, on a pu procéder à une analyse afin de pouvoir relever des lacunes potentielles relatives aux approches d’évaluation des dangers d’inondation aux centrales nucléaires. Toutes les causes d’inondation potentielles pour les centrales nucléaires canadiennes, y compris les embâcles, la fonte des neiges et la seiche, ont été prises en compte. Une évaluation de l’état actuel du cadre de réglementation de la CCSN en matière d’évaluation des dangers d’inondation pour les centrales nucléaires existantes et celles proposées a été réalisée en fonction de l’analyse documentaire et l’analyse des lacunes potentielles.

Pour ce qui est des améliorations à apporter, le rapport indique que les titulaires de permis évaluent les dangers d’inondation de façons différentes, et recommande la mise en place d’un guide règlementaire pour harmoniser l’évaluation des divers risques d’inondation aux centrales nucléaires canadiennes.

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RSP-612.1 – Application de la méthode de Bayes à l’évaluation du seuil de déclenchement des systèmes ROP/NOP

Une évaluation réglementaire indépendante du seuil de déclenchement dans des conditions de vieillissement du système de protection contre les surpuissances neutroniques (NOP) des systèmes d’arrêt est nécessaire pour vérifier et confirmer que les valeurs proposées par les titulaires de permis pour les seuils de déclenchement établis sont adéquates. Le but du NOP, qui utilise des détecteurs de flux répartis dans le cœur, est de mettre un réacteur à l’arrêt lorsque le flux de neutrons atteint un seuil jugé comme trop élevé n’importe où dans le cœur du réacteur. La surpuissance locale (ROP) signifie la même chose que la NOP.

Un projet de recherche à phases multiples a été entrepris afin d’élaborer un cadre statistique fondé sur la méthode de Bayes, et de créer un logiciel pour soutenir l’évaluation du personnel de la CCSN des seuils de déclenchement du système ROP/NOP proposés par les titulaires de permis dans des conditions de vieillissement ainsi qu’appuyer des processus décisionnels tenant compte du risque, au besoin.

Le personnel de la CCSN a décidé d’utiliser la méthode de Bayes, car la méthodologie du système NOP/ROP est fondée sur un modèle probabiliste. Par leur conception, les méthodes de Bayes tiennent compte de l’incertitude associée aux paramètres d’un modèle probabiliste (même si ces paramètres sont présumés être fixes) et sont souvent utilisées (comme pratique éprouvée) dans des domaines de fiabilité et des évaluations probabilistes et recommandées comme la bonne façon d’utiliser officiellement de l’information subjective.

Dans le contexte de ce projet, le cadre statistique bayésien est proposé pour l’estimation des distributions des défaillances opérationnelles d’un système NOP avec des variables fixes pour le contrôle de la conception (nombre de détecteurs, emplacement des détecteurs et valeur du seuil de déclenchement).

Plus précisément, le cadre statistique bayésien devrait permettre de répondre à la question suivante : Quelle est la fréquence estimée de la défaillance (fonctionnelle) du système NOP et l’incertitude entourant cette estimation?

Pendant la première phase du projet, un cadre théorique s’appuyant sur la méthode de Bayes a été élaboré. Le rapport inclut :

  • la théorie et le modèle du cadre statistique bayésien proposé
  • les spécifications logicielles
  • les lignes directrices pour l’élaboration de cas de référence et le choix de critères de rendement pour la mise à l’essai et la qualification

Le logiciel utilisant ce cadre sera conçu pendant la deuxième phase.

Le personnel des titulaires de permis a aussi examiné le rapport définitif de l’entrepreneur et a fourni des commentaires. Ceux-ci, ainsi que le tableau des réponses aux commentaires reçus, sont joints en annexe au rapport définitif.

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RSP-606.1 – Microspectroscopie par rayons au synchrotron pour la détection de Ra­226 et de ses produits de filiation dans des résidus et des déchets issus de l’exploitation de mines d’uranium

Comprendre la stabilité et la forme de radionucléides à longue durée de vie est un élément clé de la surveillance, par la CCSN, du comportement à long terme des installations de gestion des résidus.

Le rapport fournit une évaluation indépendante des études initiales de la CCSN sur l’utilisation de techniques fondées sur le rayonnement synchrotron pour caractériser la structure fine et les formes de radionucléides clés (radium [Ra] et ses précurseurs, uranium [U] et thorium [Th]) dans des résidus représentatifs provenant d’une mine moderne en exploitation au Canada.

Des coupes minces ont été préparées à partir d’échantillons de l’installation de gestion des résidus de McClean Lake fournis par AREVA en 2008. Ces coupes ont été analysées par le personnel de la CCSN à la microsonde à rayons X durs 13-ID-E de l’Advanced Photon Source, à Argonne (Illinois), aux États-Unis. L’application de ces techniques était fructueuse et informative dans le cas de l’uranium, mais non pour le radium et le thorium. Des tentatives de détection des raies d’émission X du radium (niveau L) dans ces échantillons ont échoué. Cela s’explique par les concentrations beaucoup moins élevées de radium et la difficulté de déterminer les raies d’émission du radium pour certains autres éléments (le plomb, plus particulièrement). La technique pourrait être utile pour la détection de résidus de thorium dans des échantillons d’autres mines plus riches en thorium.

La cartographie de la distribution d’uranium par fluorescence X (µXRF) montre que l’uranium était distribué assez uniformément, et non seulement concentré dans les particules riches en uranium. La caractérisation des particules riches en uranium par diffraction des rayons X (µXRF) n’a pas permis de détecter la présence de minerais d’uranium distincts et cristallins. Les analyses par diffraction ont par contre démontré que les résidus contiennent beaucoup d’illite, d’hématite et de gypse. Les résultats de la spectroscopie près du front d’absorption de rayons X (XANES – µX-ray absorption near edge spectroscopy) montrent que l’uranium est surtout présent sous forme hexavalente.

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RSP-598.1 – Étude de faisabilité d’un cadre intégré pour la caractérisation des incertitudes s’appliquant à des cas de simulation des paramètres physiques d’un réacteur CANDU à l’état stable et transitoire

Le document actuel de la CCSN, REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, permet l’utilisation de simulations de la meilleure estimation pour les analyses des réacteurs, tout en tenant compte des incertitudes. La quantification et la compréhension des sources d’incertitude constituent une exigence essentielle à l’analyse de la meilleure estimation, car ils établissent un paramètre fiable à l’aide duquel la qualité des prévisions peut être évaluée. Les comparaisons directes en fonction de mesures fournissent des preuves formelles que les prévisions de simulation sont fiables, mais la valeur réelle de toute simulation de la meilleure estimation repose sur l’analyse des conditions d’un réacteur en l’absence de mesures. Par conséquent, il faut caractériser (c’est-à-dire propager et prioriser) toutes les sources d’incertitude afin de pouvoir appliquer en toute confiance les résultats des calculs de la meilleure estimation à tous les aspects de la conception du réacteur, de son exploitation et de sa sûreté.

Pour se préparer, la CCSN a lancé cette étude afin de déterminer la faisabilité de développer un premier cadre intégré en son genre pour la caractérisation des incertitudes, dont l’application principale serait les calculs neutroniques en lien avec les réacteurs CANDU. Le but était de formuler une méthodologie exhaustive et défendable du point de vue de la science pour la caractérisation des incertitudes associées à chaque calcul de l’analyse de la meilleure estimation pour les réacteurs, y compris des simulations à l’état stable et transitoire. Cette méthodologie servirait à vérifier de façon indépendante le dossier de sûreté des titulaires de permis. Le cadre était axé sur des bibliothèques à code source ouvert pour les algorithmes de processus (caractérisation des incertitudes), ainsi que sur de nouveaux algorithmes à élaborer et mettre en œuvre.

Le projet englobait la détermination des besoins et des défis clés liés au développement et au codage du cadre de caractérisation des incertitudes. Ce cadre a été créé pour réaliser quatre grandes fonctions : 1) cibler toutes les sources d’incertitude découlant des hypothèses de modélisation, des approximations numériques et des incertitudes liées aux données nucléaires et aux paramètres technologiques; 2) propager les incertitudes aux réactions pertinentes comme les valeurs propres du cœur, la répartition de la puissance, l’augmentation de l’enthalpie des grappes, etc.; 3) cibler la propagation des incertitudes à la vaste gamme de conditions de fonctionnement et 4) produire un tableau des priorités et de classification afin de déterminer et de classer en ordre d’importance les sources dominantes d’incertitude.

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RSP-587.1 – Risques de mortalité tirés de l’analyse de données regroupées sur des travailleurs canadiens et allemands œuvrant dans le domaine du traitement de l’uranium

Des études épidémiologiques ont été menées pour examiner les risques potentiels à la santé des travailleurs œuvrant dans le domaine du cycle du combustible nucléaire., Des études concernant des travailleurs des mines d’uranium souterraines ont plus particulièrement démontré une augmentation du risque de cancer du poumon qui résultait de l’exposition à des produits de désintégration du radon (PDR). Les travailleurs d’installations de traitement de l’uranium (p. ex. concentration et raffinage) sont exposés à des matières radioactives et non radioactives à cause de leur exposition à la poussière de minerai d’uranium, mais sont moins exposés aux PDR que les travailleurs des mines d’uranium. Les expositions potentielles des travailleurs de l’industrie du traitement de l’uranium sont très différentes de celles de travailleurs des mines d’uranium ou d’autres travailleurs œuvrant dans le domaine du cycle du combustible nucléaire; c’est pourquoi elles doivent faire l’objet d’études distinctes. Seules quelques études ont examiné les risques d’exposition du traitement de l’uranium, et celles-ci ont mené à des résultats contradictoires. Des études plus poussées sont donc nécessaires.

Le but de l’étude était de mieux comprendre les risques à long terme pour la santé dus aux expositions professionnelles dans l’industrie du traitement de l’uranium. Les objectifs de l’étude étaient les suivants :

  • examiner les risques de mortalité liés au rayonnement pour certains types de cancer, plus particulièrement le cancer du poumon et des bronches, la leucémie, le lymphome, le cancer des os, le cancer du foie et le cancer du rein, de même que pour les maladies cardiovasculaires, rénales et respiratoires non malignes
  • déterminer les effets de l’exposition à la poussière de radium et de silice sur les risques de mortalité liés au rayonnement
  • étudier les risques de mortalité liés au rayonnement chez les femmes

Nous avons regroupé des données d’études déjà publiées concernant des travailleurs du traitement de l’uranium canadiens (Port Hope) et allemands (Wismut) afin d’effectuer l’une des plus importantes analyses de cohortes de travailleurs de cette industrie. De légères hausses non significatives des risques de cancer du poumon liés à l’exposition aux PDR et des risques de maladie cardiovasculaire liés à l’exposition aux PDR et aux rayons gamma ont été observées chez les hommes. Une hausse des risques de cancers solides, excluant le cancer du poumon, était liée à l’exposition aux PDR et aux doses de rayons gamma – de façon significative chez les femmes – bien que cette dernière constatation devrait être interprétée avec prudence. Un suivi continu des cohortes de travailleurs canadiens et allemands et le regroupement des données avec celles d’autres cohortes de travailleurs de l’industrie du traitement de l’uranium pourraient fournir des renseignements précieux sur les risques liés au rayonnement chez ces travailleurs et sur les différences soupçonnées pour les risques chez d’autres travailleurs œuvrant dans le domaine du cycle du combustible nucléaire.

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RSP-584.1 – Effectif minimal : Un examen des exigences réglementaires, des pratiques de l’industrie, de la littérature scientifique et de l’expérience des parties intéressées

La CCSN a entrepris ce projet de recherche et s’en est servi comme modèle pour la révision et la mise à jour du guide d’application de la réglementation G-323, Assurer la présence d'un nombre suffisant d'employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I : Effectif minimal.

CAE Inc. a été appelée à passer en revue les exigences réglementaires, les pratiques de l’industrie et la littérature scientifique liées à l’effectif minimal dans divers secteurs industriels. En outre, des entrevues ont été menées auprès de parties intéressées internes et externes afin qu’elles fassent part de leur expérience avec le document G-323. L’étude visait également les pratiques liées aux accidents hors dimensionnement.

L’analyse documentaire a permis de cerner plusieurs similarités et différences entre les organismes de réglementation nucléaire et les secteurs industriels comportant des caractéristiques semblables au secteur nucléaire (p. ex. transport aérien ou maritime, industrie chimique). Diverses industries comptent sur les normes touchant les facteurs humains pour aider à déterminer et à valider l’effectif minimal. Certains secteurs se préoccupent davantage de l’effectif minimal au cours de la conception et de l’acquisition d’équipement, mais s’en préoccupent moins pendant l’exploitation. Certains secteurs – comme le nucléaire – nécessitent une justification approfondie pour appuyer les demandes en vue de réduire les niveaux de dotation. Comparativement à d’autres exigences, le mérite de l’approche de la CCSN repose sur le fait que le document G­323  porte sur le nombre d’employés nécessaires et traite expressément d’examens périodiques, de demandes de modifications à l’effectif minimal et de travailleurs certifiés et non certifiés.

Il existe plusieurs outils qui aident à déterminer l’effectif minimal avec toutes les industries au moyen d’une certaine forme d’analyse des tâches. L’utilisation de la simulation, surtout des éléments de simulation constructive et virtuelle, est très prometteuse pour le secteur nucléaire – elle pourrait faire partie d’une approche systématique visant à établir et à valider les niveaux de dotation en cas d’accident de dimensionnement ou hors dimensionnement.

Bien que l’analyse documentaire montre que le terme « accident hors dimensionnement » est surtout utilisé dans le secteur nucléaire, des leçons peuvent être retenues à partir d’événements hors dimensionnement survenant dans d’autres secteurs. Ces leçons comprennent l’avantage de disposer d’un surplus d’employés experts disponibles et de les intégrer au personnel de base, la valeur d’un personnel ayant de bons modèles mentaux du système, et l’importance de bien définir la responsabilisation.

Selon la rétroaction obtenue au moyen des entrevues, les parties intéressées ont souligné que l’effectif minimal constitue une défense importante contre les accidents, et que le document G-323 appuie une approche scientifique plus rigoureuse dans la détermination et la gestion de l’effectif minimal. Les entrevues auprès de parties intéressées soutiennent les recommandations générales suivantes :

  • faire passer le document G-323 d’un guide à un document d’application de la réglementation, énonçant des exigences et des lignes directrices claires
  • offrir plus de directives quant au niveau de fidélité, à la sélection de scénarios et aux paramètres pour confirmer la validité de l’effectif minimal
  • inclure des lignes directrices propres au déclassement
  • intégrer les considérations liées aux accidents hors dimensionnement

Le rapport présente plusieurs pratiques exemplaires et recommandations découlant de l’analyse documentaire et des entrevues.

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RSP-557.1 – Examen des exigences réglementaires et des lignes directrices liées au critère de défaillance unique

Le rapport décrit et compare les façons d’appliquer le principe de critère de défaillance unique (CDU) dans la conception et l’exploitation de centrales nucléaires à l’échelle internationale. Selon le CDU, les systèmes de sécurité d’une centrale nucléaire doivent préserver leurs fonctions de sûreté en présence d’une défaillance unique et résultante. Le rapport décrit les avantages et les désavantages des diverses méthodes nationales de mise en œuvre du CDU ainsi que les améliorations proposées pour l’application du principe de CDU. Le document met surtout l’accent sur la pratique canadienne, étant donné que le projet a été lancé par la Commission canadienne de sûreté nucléaire pour l’élaboration du cadre de réglementation canadien. L’analyse présentée reflète les résultats de la recherche effectuée par les auteurs et la compréhension des pratiques nationales et internationales en vigueur ainsi que des points de vue concernant les améliorations à apporter dans le domaine.

Le rapport passe en revue l’application des exigences réglementaires et du CDU dans la conception de nouveaux réacteurs, conformément aux pratiques exemplaires internationales, plus particulièrement en ce qui a trait aux essais en cours d’exploitation, à l’entretien, aux réparations, à l’inspection et à la surveillance des systèmes, des structures et des composants importants pour la sûreté.

Voici en quoi consiste le travail :

  • examen et comparaison des exigences et des lignes directrices actuelles sur l’application du CDU publiées par l’Agence internationale de l’énergie atomique, l’Association des autorités de sûreté nucléaire des pays d’Europe de l’Ouest, le programme European Utility Requirements et les organismes de réglementation nucléaire des États-Unis, du Royaume-Uni, de la Russie, de la Corée, du Japon, de la Chine et de la Finlande (cet examen porte sur l’application des exigences de conception liées au CDU; les éléments à prendre en compte pour les essais, l’entretien, les réparations, l’inspection et la surveillance; le temps d’arrêt autorisé pour l’équipement; les exemptions aux exigences liées au CDU ainsi que l’analyse de l’application des exigences liées au CDU à des systèmes à deux, trois et quatre trains)
  • détermination et analyse des différences entre le Canada et les pays susmentionnés en ce qui concerne les exigences liées au CDU et l’application de celui-ci 

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RSP-531.1 – Caractérisation des risques liés aux rayons alpha : la biosolubilité des radionucléides dans les aérosols des réacteurs CANDU et les conséquences pour la dosimétrie interne

Dans les installations CANDU canadiennes, il a été démontré que les travailleurs peuvent être exposés à des aérosols contaminés par des radionucléides transuraniens émetteurs alpha. L’incorporation de transuraniens, principalement les isotopes de plutonium, d’américium et de curium, pourrait se produire dans le cadre de travaux de réfection et d’entretien. Le calcul des doses pour les incorporations de transuraniens par inhalation sont généralement effectués au moyen de la mesure d’un composant important (p. ex. 239Pu) dans les fèces, puis de la déduction de la contribution d’autres transuraniens en fonction de l’abondance relative de ces radionucléides dans le milieu de travail. L’hypothèse qui sous-tend cette approche est que tous les radionucléides transuraniens dans l’aérosol inhalé sont lixiviés (à partir de particules) au même taux dans les voies respiratoires. Cela n’avait pas encore été vérifié dans le cas des aérosols constitués de transuraniens produits dans les installations CANDU. Sans ces données, les taux d’excrétion de transuraniens dans l’urine et les fèces d’un travailleur exposé sont comparés, après plusieurs semaines ou mois de suivi, afin de déduire les taux d’élimination des transuraniens dans les voies respiratoires. La dose découlant de l’inhalation de transuraniens dépend de ce dernier paramètre.

L’objectif de cette étude est de caractériser la biosolubilité de radionucléides associés au combustible irradié des installations CANDU. Les radionucléides à l’étude comprennent des transuraniens et des produits de fission.

La biosolubilité de particules de dioxyde d’uranium irradié et non irradié, de transuraniens et de produits de fission a été mesurée au moyen de techniques in vitro et in vivo. La biosolubilité du dioxyde d’uranium irradié, de transuraniens et de produits de fission a été mesurée pour divers taux de combustion afin de caractériser l’effet de la combustion sur la solubilité de ces matériaux. Les techniques in vitro ont permis d’examiner les taux de dissolution de divers matériaux dans une simulation de liquide pulmonaire et comprennent les suivantes : i) une méthode d’extraction séquentielle élaborée par le National Institute of Standards and Technology, ii) un essai statique de solubilité, et iii) un essai de solubilité avec écoulement continu. La technique in vivo a consisté en l’exposition de rats à des aérosols par instillation intratrachéale.

L’étude visait à examiner les questions suivantes : la solubilité du combustible en fonction de la combustion dans un réacteur CANDU, les taux de lixiviation de radionucléides à partir de particules de combustible de réacteurs CANDU, la solubilité des résidus de tubes de force et de canalisation d’alimentation contaminés par des radionucléides, et la catégorie de solubilité des matériaux étudiés, dans le contexte d’une incorporation par inhalation, par rapport à ceux définis par la Commission internationale de protection radiologique.

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RSP-493.1 – Dégradation du pergélisol dans les zones de pergélisol permanent attribuable aux perturbations de l'activité minière dans les régions nordiques du Canada

Les mines d'uranium produisent de grandes quantités de déchets, soit des dizaines de millions de mètres cubes de résidus et de stériles. Une bonne gestion de ces déchets est importante afin de protéger l'environnement, et elle dépend de l'intégrité des fosses de résidus et d'une conception adéquate des installations de gestion des résidus.

AREVA Resources Canada Inc. a soumis une proposition de projet d'extraction et de concentration d'uranium à Kiggavik (Nunavut). Si le projet obtient le feu vert en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, il s'agirait de la première mine et usine de concentration d'uranium dans la zone de pergélisol continu du Canada. Puisque la dégradation (fonte) du pergélisol touche l'intégrité des fosses de résidus et des installations de gestion des résidus, prévoir cette dégradation est important pour la prise de décisions concernant l'évaluation environnementale et l'autorisation. Le succès du projet de Kiggavik reposerait sur l'intégrité du pergélisol.

À l'heure actuelle, on ne sait pas clairement comment le pergélisol présent sous les installations de gestion des résidus serait touché par les activités d'extraction minière et de gestion des déchets. Les bassins de résidus formeront une source de chaleur qui pourrait faire fondre le pergélisol en dessous. Les changements climatiques pourraient également exacerber ces perturbations. Il est donc essentiel de bien comprendre et prédire le comportement du pergélisol (dégradation et taux de dégradation) sous les bassins de résidus, ainsi que de formuler des prévisions à long terme du régime thermique (attribuable aux changements climatiques) aux alentours des installations de gestion des résidus, afin de pouvoir évaluer les effets négatifs potentiels sur l'environnement des projets réalisés dans les régions arctique et subarctique. Ce projet de recherche dégagera des connaissances indépendantes pour l'évaluation de l'impact à long terme potentiel de la gestion de l'extraction minière et de la gestion des résidus dans des environnements nordiques, plus précisément pour le projet proposé de Kiggavik.

L'étude consiste en une analyse numérique de la dégradation du pergélisol attribuable aux activités d'exploitation minière au sein de la zone de pergélisol continu dans les régions nordiques du Canada. L'étude vise le projet de Kiggavik, dans le cadre duquel quatre fosses à ciel ouvert et une mine souterraine seraient construites dans le pergélisol. La stabilité du pergélisol sous les installations de gestion des résidus est examinée à court terme (durant la période d'exploitation de la mine, soit environ 20 ans) et à long terme (déclassement de la mine et effets des changements climatiques sur une période de plus de 2 000 ans).

Le calcul numérique effectué suit une séquence de modèles hydrodynamiques graduellement plus complexes tenant compte de divers processus physiques comme les changements de phase et les écoulements en régime non saturé, ce qui permet d'estimer adéquatement la réaction du pergélisol et des matériaux des résidus dans un cadre solide sur le plan scientifique. Tous les calculs numériques ont été réalisés à l'aide du logiciel commercial COMSOL, dans des cadres bidimensionnels et tridimensionnels.

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RSP-444.2 – Développement d’outils analytiques pour l’analyse de la structure du sol

L’étude de l’impact des séismes sur les installations nucléaires fait partie intégrante d’une évaluation de sûreté. L’interaction sol-structure sismique (ESSI, de l’anglais Earthquake Soil-Structure Interaction) est une question clé dans l’évaluation du comportement des installations nucléaires sous sollicitations induites par un séisme. Dans certains cas, l’interaction sol-structure peut être une source  des marges sismiques, tandis que dans d’autres cas, les sollicitations sismiques peuvent être sous-estimées. Il est important de trouver une approche réglementaire équilibrée et exhaustive qui tiendra compte des exigences de sûreté  pour les nouvelles constructions et les installations nucléaires existantes.

Ce projet visait à élaborer des outils pour simuler l’interaction sol-structure sismique de façon réaliste et non linéaire, afin d’évaluer les marges attribuables à l’ESSI. Le but ultime est d’établir une approche réglementaire pour  l’évaluation de l’ESSI.

Pendant ce projet, de nouvelles méthodologies ont été créées et des méthodologies existantes ont été améliorées afin de modéliser et de simuler le problème des ESSI. Plus particulièrement, des méthodes et des modèles haute-fidélité ont été conçus pour :

  • l’analyse des mouvements sismiques en 3D (6D), y compris la modélisation et l’évaluation de l’incohérence
  • les méthodes et modèles pour les sols élastique-plastique
  • les problèmes de contact (entre le sol et le béton qui compose les fondations – en conditions sèches et saturées – ce qui se prête à la modélisation de la flottabilité)
  • la fréquence et le lieu de la dissipation d’énergie
  • les effets sur les fondations profondes pour les groupes de pieux

Des programmes de vérification et de validation ont aussi été élaborés. La vérification a été entièrement développée, tandis que la validation a été développée pour les données existantes. De plus, l’importance de tous les phénomènes analysés a été évaluée relativement à la sûreté des installations nucléaires.

Ce projet avant-gardiste a suscité un grand intérêt. Un projet de grande échelle, qui mettra à profit les données de ce projet de la CCSN, a récemment été lancé aux États-Unis (appuyé par le Département de l’Énergie des États-Unis).

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RSP-413.9 – Évaluation de codes d’évaluation de la sûreté pour les installations d’évacuation de combustible usé

Il est possible de calculer à l’aide de modèles informatiques (ou codes) l’exposition potentielle de l’humain aux radionucléides contenus dans les déchets nucléaires stockés dans des formations géologiques profondes. Cependant, la fiabilité de ces codes doit être établie. Une des façons d’évaluer leur validité consiste à comparer les résultats obtenus au moyen de codes développés indépendamment. 

Le rapport de la 5e étude de cas (2013) de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) porte sur l’évaluation de la sûreté après fermeture d’un dépôt générique pour le stockage de déchets de combustible nucléaire dans des formations géologiques profondes (roches sédimentaires). Cette évaluation a modélisé l’écoulement des eaux souterraines et le transport des radionucléides pour calculer la dose potentielle totale aux humains sur une période d’un million d’années. Dans l’étude présentée par la SGDN, la modélisation unidimensionnelle a été effectuée à l’aide du code informatique SYVAC3-CC4.

L’étude avait pour but de modéliser de façon indépendante les calculs de doses de la 5e étude de cas de la SGDN à l’aide du modèle SOAR (Scoping of Options and Analyzing Risk) développé par la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis, ainsi que de comparer les résultats.

Le rapport résume les travaux indépendants de modélisation qui ont appliqué le modèle SOAR au cas de référence présenté dans le rapport de la 5e étude de cas de la SGDN. Des approches déterministes et probabilistes ont été suivies. De façon globale, les résultats obtenus à l’aide des deux modèles concordent bien, ce qui donne davantage d’assurance quant à l’utilité de ces outils de modélisation. Ce rapport donne également un aperçu général de l’état d’autorisation et des modèles et codes utilisés à l’échelle internationale pour l’évaluation de dépôts dans des formations géologiques profondes pour l’évacuation de déchets nucléaires. 

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RSP-413.8 – Essais triaxiaux et de perméabilité en laboratoire sur le calcaire de Cobourg et l’argilite de Tournemire

On envisage actuellement de stocker les déchets radioactifs du Canada dans des formations géologiques profondes. Le stockage dans des formations géologiques profondes dépend de la roche hôte et des barrières ouvragées pour contenir et isoler les déchets de la biosphère pendant des centaines de milliers voire des millions d’années.

Après l’excavation d’un dépôt, la roche hôte le long de ses galeries et de ses puits comportera de nombreuses fractures et microfissures. Cette zone où se forment des fractures et des fissures, appelée zone endommagée par l’excavation, pourrait constituer une voie permettant la migration de radionucléides et ainsi compromettre la sûreté à long terme du dépôt de déchets.

Cette recherche avait pour objectif d’améliorer nos connaissances et d’accroître notre capacité à évaluer l’efficacité à long terme d’un dépôt situé dans une formation géologique. Nos travaux étaient axés sur des roches sédimentaires, comme le calcaire et le schiste argileux, tout en accordant une attention particulière aux modifications de leurs propriétés hydromécaniques dans la zone endommagée par l’excavation. Les données expérimentales recueillies au cours du projet serviront à élaborer le modèle mathématique de la roche hôte afin d’évaluer l’efficacité à long terme du dépôt.

L’Université de Toronto a été mandatée pour déterminer expérimentalement les caractéristiques hydromécaniques de l’argilite de Tournemire et du calcaire de Cobourg en utilisant l’installation destinée à l’étude de la dynamique des fractures des roches (Rock Fracture Dynamic Facility). Cette installation exploite une cellule triaxiale d’imagerie géophysique capable de mesurer les réponses hydromécaniques couplées des échantillons de roche soumis à des charges triaxiales . Le calcaire de Cobourg est l’un des types de roche envisagés pour un projet de dépôt en formations géologiques profondes des déchets radioactifs au Canada. Les carottes d’argilite de Tournemire proviennent du laboratoire de recherche souterrain de Tournemire, en France.

Des essais triaxiaux et de perméabilité ont été effectués sur les échantillons de roche afin d’obtenir simultanément leurs propriétés et leurs réponses mécaniques et hydrauliques. Des méthodes géophysiques, comme la mesure des ondes P et des ondes S, ont servi à détecter les dommages aux échantillons et à évaluer leur anisotropie.

Les spécimens de l’argilite de Tournemire et du calcaire de Cobourg, testés à divers angles par rapport à leurs plans de foliation, indiquent deux modes de rupture différents – fissuration axiale et rupture par cisaillement. La perméabilité du calcaire de Cobourg, mesurée après la rupture, est d’environ deux à trois ordres de grandeur supérieure à celle de la roche intacte. Cela signifie que la perméabilité du calcaire fortement endommagé par l’excavation pourrait être d’au moins trois ordres de grandeur plus élevée que celle de la roche intacte.

Consulter le rapport final RSP-413.8 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0310 – Analogues naturels et anthropiques pour les dépôts de déchets nucléaires de haute activité : Examen

Ce rapport présente un aperçu des analogues naturels et anthropiques pour les déchets nucléaires de haute activité stockés dans des formations géologiques profondes. Nous soulignons parfois les analogues qui ont été utilisés pour les déchets de faible et moyenne activité. La plupart des études définissent les analogues naturels comme étant des systèmes soit naturellement présents, soit anthropiques. Dans ce rapport, la distinction est faite entre les analogues naturels et anthropiques étant donné que les analogues anthropiques fournissent généralement un aperçu non technique (anecdotique) des concepts et processus visant le dossier de sûreté, alors que les analogues naturels peuvent fournir des renseignements techniques et quantitatifs. De plus, les analogues naturels peuvent fournir des renseignements selon des échelles géologiques temporelles (millions d'années) et spatiales (kilomètres) alors que les renseignements que fournissent les analogues anthropiques ne couvrent qu'une échelle temporelle beaucoup plus restreinte (centaines ou milliers d'années). Peu importe la définition, les études d'analogues offrent un des multiples éléments de preuve dont le but est d'accroître la confiance envers l'élimination géologique sécuritaire de déchets de haute activité. Elles sont jugées nécessaires étant donné qu’elles complètent les expériences réalisées sur plusieurs mois ou plusieurs années. Elles permettent aussi de valider les modèles numériques d’évaluation de la sûreté à long terme à l’aide d’information et de données selon des échelles géologiques temporelles et spatiales.

La première partie du rapport décrit le concept d'analogue. Les deuxième et troisième parties décrivent des exemples d'analogues naturels et anthropiques pour les systèmes de barrières artificielles et de barrières naturelles. La quatrième partie décrit les analogues de processus complexes de transport couplé, et finalement, des recommandations générales et précises concernant la recherche future sont fournies dans la cinquième partie du rapport.

Une des principales recommandations est le déploiement d'un effort concerté pour garantir le transfert des données des études complexes d'analogues naturels sur le terrain aux modèles simplifiés qui sont employés par nécessité dans les évaluations de la performance. Les études d'analogues sur le terrain doivent être planifiées pour être compatibles avec les essais en laboratoire, et ultimement avec les essais sur le terrain lorsque le site définitif du dépôt est sélectionné. Cela permettra une utilisation plus quantitative des données d'analogues naturels à l'appui du concept de dépôt en formations géologiques profondes.

Consulter le rapport final RSP-0310 (PDF) (en anglais seulement)

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