Sommaires des rapports de recherche 2016–2017

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RSP-673.1 – État actuel des politiques et des pratiques concernant l’usage de substances dans les secteurs critiques sur le plan de la sûreté au Canada

En avril 2012, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a publié un document de travail intitulé DIS-12-03, Aptitude au travail : Propositions de renforcement de la politique, des programmes et du dépistage relatifs à la consommation de d'alcool et drogues. Par la suite, un projet de document d’application de la réglementation a été présenté lors d’une réunion de la Commission de la CCSN le 17 août 2017, puis publié le 9 novembre 2017 sous le titre REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 2 : Gérer la consommation d’alcool et de drogues.

Le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 2, énonce les exigences et l’orientation pour gérer l’aptitude au travail des travailleurs en ce qui a trait à la consommation d’alcool et de drogues, ainsi que les dispositions relatives au dépistage d’alcool et de drogues dans diverses situations. Par exemple, les travailleurs qui sont identifiés comme ayant une dépendance doivent faire l’objet de tests de dépistage de suivi pour la consommation de drogues et d’alcool, et doivent être jugés aptes au travail par un professionnel de la santé qualifié avant de reprendre leurs tâches critiques sur le plan de la sûreté.

Les professionnels de la santé disposent de diverses certifications leur permettant d’évaluer les travailleurs atteints de dépendance et de leur proposer des programmes de traitement adaptés. Cela dit, il n’existe aucune certification nationale propre au milieu de travail, plus particulièrement dans les secteurs critiques sur le plan de la sûreté.

D’après les commentaires reçus de parties intéressées pendant la période de consultation publique sur le projet de REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, le personnel de la CCSN a établi le besoin de renforcer l’évaluation de la dépendance aux substances dans le contexte de milieux de travail canadien dotés de postes critiques sur le plan de la sûreté. À cette fin, la CCSN a retenu les services du Centre canadien sur les dépendances et l’usage de substances (CCDUS) afin de mieux connaître :

  • les pratiques exemplaires pour l’évaluation de l’abus de substances
  • le cadre de réglementation du Canada qui appuie les décisions des experts de l’abus de substances
  • la jurisprudence sur les qualifications de « professionnels de la santé dûment qualifiés » que les tribunaux canadiens sont davantage disposés à accepter comme experts en abus de substances
  • la prévalence d’usage de substances dans les communautés où se trouvent des installations nucléaires à sécurité élevée

Comme le cannabis sera bientôt légalisé au Canada, le personnel de la CCSN voulait également mieux comprendre les effets potentiels de la consommation de la marijuana à des fins médicales ou récréatives dans des milieux de travail dotés de postes critiques sur le plan de la sûreté.

Le CCDUS a préparé et administré un sondage dans les secteurs visés à la grandeur du Canada et effectué une analyse juridique des qualifications d’experts de l’abus de substances que divers tribunaux canadiens sont davantage disposés à accepter. Des données sur la prévalence d’usage de substances recueillies au moyen de sondages fédéraux et provinciaux ont été tirées de l’Enquête canadienne sur le tabac, l’alcool et les drogues et de l’enquête de surveillance du Centre de toxicomanie et de santé mentale. Pour mieux faire connaître l’incidence potentielle de la consommation de marijuana à des fins médicales ou récréatives sur la sécurité en milieu de travail, des données ont également été recueillies des États américains du Colorado et de Washington, où la marijuana a récemment été légalisée. De plus, une courte analyse de la littérature a été réalisée pour examiner les données sur l’impact et l’efficacité du dépistage de la consommation de substances en milieu de travail.

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RSP-665.1 – Corrosion de l’acier – Pieux en H des centrales nucléaires

Les titulaires de permis de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) doivent, le cas échéant, démontrer que les pieux d’acier en H supportant toutes les structures de génie civil associées à leurs centrales nucléaires peuvent résister aux charges prévues par la conception avec des marges appropriées, et ce, jusqu’à la fin de l’exploitation commerciale et après le déclassement.

Puisque les pieux d’acier en H sont enfoncés sous les fondations en béton, il est impossible d’y accéder pour mesurer leur degré de corrosion sans perturber le sol. On utilise plutôt la norme AASHTO R27 pour estimer avec prudence les taux de corrosion des pieux enfouis. La norme a été appliquée pour veiller à la sûreté des infrastructures routières comme les ponts et les viaducs en Amérique du Nord.

Le but de la recherche consistait à déterminer si la norme AASHTO R27 peut servir à démontrer que les pieux d’acier en H supportant toutes les structures de génie civil d’une centrale nucléaire peuvent résister aux charges prévues par la conception avec des marges appropriées, et, s’il y a lieu, à fournir de l’orientation sur la manière dont cette norme pourrait être utilisée pour de telles applications.

Le rapport permet de confirmer que la norme AASHTO R27 peut être utilisée par les titulaires de permis de la CCSN pour démontrer que les pieux d’acier en H supportant toutes les structures de génie civil d’une centrale nucléaire peuvent résister, avec des marges appropriées, aux charges prévues par la conception pendant l’exploitation normale et en cas d’accident. Le rapport recommande aussi que les titulaires de permis effectuent une analyse systématique de la résistivité du sol au site de la centrale nucléaire et recueillent des échantillons de sol à au moins douze endroits représentatifs et à différentes profondeurs, conformément aux lignes directrices présentées par la norme AASHTO R27. Des analyses subséquentes des résultats de l’analyse de la résistivité du sol fourniront une méthode solide et éprouvée pour l’évaluation de la corrosion des pieux d’acier en H.

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RSP-651.1 – Examen de la protection des yeux assurée par les lunettes protectrices

Le cristallin de l’œil est l’un des tissus du corps humain les plus sensibles au rayonnement. Le principal effet préoccupant est son opacification, appelée cataracte à l’état avancé. Pour prévenir l’occurrence de cataractes causées par le rayonnement, la CCSN a établi des limites de dose annuelles à l’œil pour protéger le public et les travailleurs du secteur nucléaire (TSN). Cependant, un certain nombre d’études épidémiologiques sur les humains et expérimentales sur les animaux suggèrent que la formation de cataractes pourrait survenir à la suite de l’exposition à des doses de rayonnement ionisant beaucoup plus faibles que ce qui était cru. Par conséquent, et conformément aux recommandations de la Commission internationale de protection radiologique, la CCSN propose de modifier le Règlement sur la radioprotection pour faire baisser la limite de dose au cristallin de l’œil pour un TSN et pour ajouter une nouvelle limite de dose au cristallin de l’œil pour un TSN pour une période de dosimétrie de cinq ans.

L’objectif de la recherche est de déterminer le facteur de blindage qu’offrent les lunettes de protection portées couramment au sein de l’industrie nucléaire ou celles qui sont disponibles pour la vente et l’utilisation.

La portée de ces travaux englobait l’obtention de données expérimentales et théoriques sur les capacités de blindage d’une gamme de types de lunettes protectrices standard (sans plomb) lorsqu’elles sont exposées à des faisceaux de rayons X et de rayonnement bêta caractéristiques des activités nucléaires réglementées par la CCSN. Cette gamme comprenait six types différents de lunettes disponibles au Canada et trois différents types de matériaux utilisés pour les lentilles. La validation des données expérimentales a été effectuée à l’aide d’une comparaison des données de mesure aux simulations de Monte-Carlo, et de nombreuses études ont été effectuées à l’aide de diverses géométries expérimentales. Les facteurs de blindages étaient environ 2,5-3 pour les types de lunettes testées avec la source de rayonnement bêta Sr-90/Y-90. L’étude a aussi permis de constater que les lunettes fournissent peu de blindage contre les rayons X et qu’il n’y avait aucune grande différence dans les propriétés de blindage des trois matériaux mis à l’essai. Ce travail constitue une base pour de prochaines recherches visant à déterminer des facteurs de blindage plus réalistes avec une tête de mannequin (head phantom) et différentes sources de rayonnement bêta.

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RSP-646.1 – Évaluation de RELAP5 pour la circulation naturelle

Les événements de Fukushima ont démontré que lors d’un accident, il est possible que les systèmes électriques normaux ne fonctionnent pas. En cas de perte totale de l’alimentation normale, de secours et d’urgence, on compte sur la circulation naturelle pour évacuer la chaleur du cœur vers les chaudières.Toutefois, le comportement thermohydraulique des systèmes du réacteur en circulation naturelle – y compris en mode de circulation naturelle du réfrigérant à reflux dans les générateurs de vapeur et en mode de refroidissement par circulation intermittente causée par poussée dans les canaux de combustible – n’est pas toujours bien modélisé par les codes informatiques existants.

L’objectif était d’évaluer la capacité du code informatique RELAP5 à simuler le comportement thermohydraulique des systèmes de refroidissement primaires et secondaires en circulation naturelle. La CCSN devrait disposer d’un cadre de référence concernant la capacité de RELAP5 dans ce domaine d’intérêt particulier et savoir quelles autres études de validation pourraient être nécessaires.

La portée du projet comprenait l’examen des modèles empiriques et théoriques de RELAP. Pour ce faire, on a évalué leur capacité de prédire le comportement thermohydraulique dans un canal d’un réacteur CANDU en mode de circulation naturelle de refroidissement par circulation intermittente causée par poussée. La validation de RELAP5 a été réalisée en fonction de données expérimentales tirées d’une série de tests à partir d’un départ arrêté réalisés à l’installation d’essais d’injection d’eau froide grandeur réelle. Cette installation expérimentale et les conditions thermohydrauliques imposées ont été modélisées à l’aide du code RELAP5, et les résultats ont été comparés aux données expérimentales obtenues de l’installation actuelle.

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RSP-637.1 – Examen de l’applicabilité des recommandations de l’EPRI concernant un programme de gestion de la corrosion accélérée par l’écoulement à l’égard des réseaux de canalisation des centrales CANDU

La corrosion accélérée par l’écoulement (CAE) a causé plusieurs défaillances d’équilibrage majeures des réseaux de conduites en acier au carbone dans des centrales nucléaires à eau ordinaire de partout dans le monde. En réponse aux préoccupations soulevées concernant la possibilité de dégradation causée par la CAE des systèmes et des composants d’enveloppes de pression, l’industrie des États-Unis, par l’intermédiaire de l’Electric Power Research Institute (EPRI), a entrepris la mise en place de pratiques recommandées pour la gestion du mécanisme de dégradation.

Les centrales nucléaires CANDU sont uniques en ce sens qu’en plus que des conduites en acier au carbone sont utilisées dans leur partie classique (non nucléaire), ce type d’acier est également utilisé dans les réseaux de canalisation de grand diamètre du côté primaire. Par contre, les centrales à eau ordinaire utilisent généralement des conduites faites en acier inoxydable ou induites d’acier inoxydable dans la canalisation du côté primaire, et des conduites en acier au carbone dans le reste de la centrale. Par conséquent, dans des centrales à eau ordinaire, la CAE n’est pas source de préoccupations du côté primaire. Les caractéristiques chimiques de l’eau et les conditions d’exploitation du côté primaire diffèrent de celles des systèmes de canalisation de la partie non nucléaire pour lesquels les pratiques recommandées par l’EPRI avaient été conçues à l’origine.

L’EPRI a publié un document faisant état des pratiques qu’il recommande et mis au point un logiciel de modélisation prédictive (CHECWORKS) que les centrales nucléaires américaines et canadiennes ont adopté en vue de gérer la dégradation causée par la CAE. Dans les centrales CANDU, les pratiques recommandées sont appliquées non seulement pour la canalisation de la partie non nucléaire, mais également du côté primaire. Jusqu’à présent, la CAE n’a pas été détectée dans les réseaux de canalisation de grand diamètre des centrales CANDU, mais étant donné que ces dernières entreprennent des périodes d’exploitation prolongées, un examen technique par des tiers a été mené pour vérifier l’application des pratiques recommandées par l’EPRI pour la gestion de la CAE.

Les conclusions de l’examen ont fourni au personnel de la CCSN des renseignements utiles dont il pourra tenir compte quand il prendra des décisions en matière de délivrance de permis concernant des stratégies de gestion du vieillissement et des évaluations de l’aptitude fonctionnelle de systèmes d’enveloppes de pression nucléaire pouvant être vulnérables à la CAE.

La portée du projet comprenait un examen de documents de l’EPRI et d’autres sources accessibles au public dans le but d’évaluer l’applicabilité des pratiques recommandées par l’EPRI pour la gestion de la CAE relativement aux réseaux de canalisation de centrales CANDU.

Selon les résultats du projet, les pratiques recommandées sont applicables aux réseaux de canalisation à grand diamètre des centrales CANDU, mais des méthodes de prévision doivent examiner de plus près les caractéristiques uniques de la chimie de l’eau, de la conception et de l’exploitation du circuit caloporteur des réacteurs CANDU.

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RSP-613.3 – Programme d’évaluation et de recherche coordonnées (PERC) : Datation des minéraux d’obturation des fractures

La construction d’un dépôt en formations géologiques profondes dans le Sud de l’Ontario pour stocker en permanence les déchets radioactifs de faible et de moyenne activité est en cours d’examen. De plus, deux municipalités de la même région font l’objet d’un examen pour déterminer si elles pourraient accueillir un tel dépôt pour le combustible nucléaire usé du Canada. Comprendre l’historique géologique et la stabilité de la roche hôte fait partie intégrante de l’évaluation de la capacité d’un site à fournir une barrière efficace contre la migration des radionucléides. La capacité de la roche hôte à contenir les déchets est un point essentiel à considérer afin de déterminer si un site convient à la création d’un dépôt.

L’objectif de cette recherche est de donner à la CCSN des renseignements qui l’aidera à évaluer une demande de permis potentielle pour un dépôt en formations géologiques profondes dans le Sud de l’Ontario. Plus précisément, le projet visait à cartographier les structures tectoniques friables, à évaluer leurs mécanismes de déformation et à fournir des contraintes d’âge numériques (radiométriques) sur la formation de failles dans des sites stratégiques du Sud de l’Ontario. Cela permet d’obtenir de l’information sur la stabilité tectonique régionale à long terme et de l’histoire géologique de la région.

Le rapport décrit les résultats des études exhaustives sur le terrain réalisées dans le comté de Prince Edward (Ontario) ainsi que des analyses pétrographiques et géochimiques des échantillons recueillis. Des travaux sur le terrain ont été réalisés sur des sites où la roche exposée à la surface était considérée comme équivalente sur le plan stratigraphique aux formations rocheuses sur le site d’un dépôt en formations géologiques profondes proposé dans la péninsule de Bruce. Les travaux sur le terrain incluaient la cartographie et la collecte de données structurelles sur les structures friables préservées dans le substrat rocheux, ainsi que la collecte d’échantillons de minéraux d’obturation des fractures, principalement la calcite. Les travaux en laboratoire incluaient l’analyse géochimique et la datation des échantillons.

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RSP-608.1 – Rapport annuel du Groupe consultatif (géosciences) indépendant (GCI)

En 2010, la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) a lancé un processus de sélection de site dont l’objectif est la création d’un dépôt en formations géologiques profondes (DFGP) pour la gestion à long terme du combustible nucléaire usé du Canada.

La participation de l’organisme de réglementation aux premières étapes d’initiatives qui pourraient inclure la gestion à long terme de déchets radioactifs, par exemple la construction d’un DFGP pour le combustible nucléaire usé, constitue une pratique exemplaire internationale.

Un Groupe consultatif indépendant (GCI) a été mis sur pied pour appuyer le personnel de la CCSN dans l’examen d’une demande de permis éventuelle par la SGDN pour un DFGP visant à stocker le combustible nucléaire usé du Canada.

Le GCI fournira à la CCSN des conseils objectifs et indépendants sur les aspects géoscientifiques d’un projet de DFGP pour le combustible nucléaire usé du Canada. Plus particulièrement, le GCI devra cerner les lacunes dans les recherches ou la méthodologie qui devront être comblées avant de la présentation d’une demande de permis.

Les tâches du GCI incluent :

  • l’examen des programmes de recherche géoscientifique de la SGDN (rapports de recherche annuels de la SGDN et documents techniques particuliers)
  • l’examen du programme de recherche de la CCSN et de son efficacité ainsi que la recommandation de domaines de recherche futurs
  • la prestation de conseils sur la manière dont le programme de recherche de la SGDN se compare aux recherches internationales sur les dépôts

En plus d’élaborer des rapports provisoires sur les réunions, le GCI doit soumettre un rapport annuel sur les progrès accomplis. Celui-ci résume les activités du GCI et les observations recueillies jusqu’au 31 mars 2016.

Le personnel de la CCSN examine actuellement les conseils formulés par le GCI. Le rapport du GCI sera publié sous peu. Il sera accompagné d’une réponse du personnel de la CCSN.

RSP-611.1 – Essai de souffle en plein air sur des dalles de béton adhérentes précontraintes

Des pièces en béton précontraint sont un élément commun des structures de confinement nucléaire actuelles et futures. Compte tenu des propriétés théoriques de l’acier précontraint et du niveau de compression du béton, on pourrait s’attendre à ce que les structures en béton précontraint aient une plus faible ductilité comparativement aux pièces conventionnelles en béton armé. Cependant, les normes de construction actuelles contiennent des critères d’acceptation beaucoup plus rigoureux pour les pièces précontraintes, et le fondement technique de cette différence importante n’est pas clair. Il serait bénéfique pour les vendeurs, les concepteurs et les organismes de réglementation d’adopter, au besoin, des critères d’acceptation plus réalistes.

L’objectif de ces travaux est de contribuer à l’amélioration potentielle des critères d’acceptation du béton précontraint sous des charges d’impulsion. Il faut également vérifier la réaction réelle des pièces de béton précontraint aux charges d’impulsion.

Ce projet, dirigé par l’American Society of Mechanical Engineers (ASME), comprenait la conception, la production et la configuration de tous les échantillons et appareils d’essai. Les travaux comprenaient la réalisation de tests de charge d’impulsion réalisés individuellement sur huit dalles bidirectionnelles de béton précontraint à travée indépendante. Les charges d’impulsion ont été appliquées avec une charge explosive, et les divers paramètres incluaient le niveau de chargement, les ratios de renforcement et le niveau de précontrainte. Pour chaque essai, des mesures ont été prises pour déterminer la force de soutien, la déflexion et les déformations dues au renforcement et aux précontraintes.

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RSP-521.1 – Élaboration et mise à l’épreuve d’exigences réglementaires relatives aux structures en béton renforcé de plaques d’acier

Le secteur nucléaire étant en constante évolution, la CCSN doit l’être aussi afin d’être à jour et de pouvoir réglementer les technologies en développement du secteur nucléaire. Afin d’en apprendre plus sur de nouvelles conceptions modulaires, la CCSN examine proactivement les structures en béton renforcé de plaques d’acier, puisqu’elles sont utilisées couramment dans les bâtiments de blindage des réacteurs et les structures internes des réacteurs. Quoique les structures composites modulaires fassent partie des conceptions des nouveaux bâtiments, il n’existe actuellement aucune exigence réglementaire pour ce genre de structure. Par conséquent, cette étude visait à fournir à la CCSN de l’orientation concernant l’élaboration d’exigences réglementaires pour les structures en béton renforcé de plaques d’acier.

La portée du projet incluait une analyse documentaire, des travaux d’analyse et la création d’un programme d’essai pour la réalisation d’essais physiques et des simulations numériques correspondantes. Plus précisément, l’étude portait sur les effets du chargement hors plan sur le comportement dans le plan des piliers des murs composite, en mettant l’accent sur l’importance du chargement hors plan et de l’effet de l’espacement de l’entretoise.

Selon les conclusions du projet, certaines précautions doivent être prises lors du chargement combiné hors plan et dans le plan, puisqu’il pourrait grandement réduire la capacité structurale.

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