Sommaires des rapports de recherche 2018–2019

Les rapports des entrepreneurs ne sont disponibles que dans la langue dans laquelle ils ont été présentés à la CCSN.

RSP-444.3, L’effet du comportement non linéaire du sol sur la réponse sismique des systèmes sol-structure

Les enceintes conçues pour contenir des substances nucléaires comme les centrales nucléaires et les bassins de retenue des résidus, ainsi que les enceintes qui servent à contenir des déchets radioactifs, doivent être conçues pour conserver leur fonction de confinement lors d’un séisme normal admissible (SNA). Lorsque ces enceintes de confinement sont construites sur un dépôt de sol ou y sont encastrées, le sol réagit aux influences d’un SNA et interagit avec la réaction de l’enceinte. Il faut donc bien comprendre les phénomènes d’interaction entre le sol et l’enceinte pour s’assurer que cette dernière peut résister à un SNA sans perdre sa fonction de confinement.

La recherche a comme objectif de créer un outil pour analyser la réponse sismique aux effets de la génération et de la redistribution de la pression interstitielle des enceintes de confinement qui sont construites sur un dépôt de sol ou y sont encastrées.

L’outil est un modèle mathématique qui représente le mouvement du sol, de l’enceinte et des eaux souterraines dans la masse de sol au moyen d’équations différentielles partielles. Ces équations sont résolues numériquement à l’aide de l’application logicielle commerciale COMSOL Multiphysics, qui utilise la méthode des éléments finis. Le modèle est validé en comparant ses résultats avec les résultats expérimentaux de tests cycliques à trois axes et d’expériences avec une table à secousses. Le modèle réussit à simuler des phénomènes tels que la plasticité et la liquéfaction du sol. Une analyse de la portée a également été effectuée pour un petit réacteur modulaire hypothétique encastré dans un dépôt de sable.

Lire le rapport définitif RSP-444.3 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-586.2, Document technique de l’AIEA sur les critères de sûreté du combustible des réacteurs à eau lourde sous pression

Le Technical Review of Acceptance Criteria for Pressurized Heavy Water Reactor Fuel est un document technique (TECDOC) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA). Ce TECDOC vise principalement à regrouper les pratiques actuelles sur le plan des critères de sûreté du combustible appliquées par les pays exploitant des réacteurs à eau lourde sous pression (RELP) de type CANDU, de même que la justification technique de ces critères. L’Argentine, le Canada, la Chine, la Corée, l’Inde, le Pakistan et la Roumanie ont contribué à ce TECDOC.

Avec le soutien d’experts canadiens, l’AIEA a achevé la version 1 de ce TECDOC en novembre 2016. À la demande de l’AIEA, la CCSN a accepté de diriger l’examen par l’industrie canadienne et le personnel de la CCSN de la version 1 et a élaboré la version 2. Cette dernière a été achevée le 22 février 2019.

L’AIEA a envoyé la version 2 aux autres pays participant au projet aux fins d’examen. Le rapport connexe est inclus à l’annexe I de la version 2 du TECDOC de l’AIEA et fait partie des livrables que M. Tayal a dû présenter à la CCSN dans le cadre du contrat de recherche RSP-586.2.

L’annexe I vise à décrire une approche que SNC-Lavalin Nucléaire s’efforce actuellement de mettre au point en vue d’établir des critères de sûreté du combustible pour une nouvelle conception de combustible destinée à un nouveau réacteur ou pour de nouvelles conditions d’exploitation qui sont considérablement différentes de celles associées à l’exploitation actuelle des réacteurs CANDU au Canada. Cette approche s’appliquerait également aux RELP de type CANDU actuellement en exploitation.

L’annexe I est axée sur des conditions normales d’exploitation. Toutefois, l’approche décrite s’applique également aux incidents de fonctionnement prévus. L’annexe I ne comprend aucun renseignement exclusif; comme l’indique la section des documents de référence, elle est entièrement fondée sur des renseignements trouvés dans des sources publiées.

Lire le rapport définitif RSP-586.2 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-613.4, Détermination en laboratoire de l’efficacité des matériaux de scellement

Deux initiatives visant le stockage définitif des déchets radioactifs dans des dépôts géologiques en profondeur sont actuellement proposées au Canada. Les dépôts proposés dépendent à la fois de la roche hôte et de barrières techniques pour confiner et isoler les déchets de la biosphère pour des périodes allant de centaines de milliers à des millions d’années. Dans le monde entier, on suggère l’utilisation de la bentonite dans les systèmes de barrières techniques en tant que matériau de la zone tampon et de scellement. Les caractéristiques de la bentonite compactée revêtent une importance clé pour le rendement à long terme des systèmes de barrières fondés sur la bentonite. Par conséquent, il est crucial de comprendre le rendement à long terme de la bentonite dans l’environnement canadien.

Cette recherche visait à obtenir en laboratoire des données sur le rendement de la bentonite en tant que matériau de la zone tampon et de scellement dans les milieux hypersalins se trouvant à la profondeur anticipée des dépôts, soit à plus de 500 mètres, dans la roche sédimentaire canadienne. La CCSN mettra à profit les données expérimentales dans l’élaboration de ses modèles numériques qui viseront à évaluer le rendement à long terme des matériaux de la zone tampon et de scellement pour les dépôts dans la roche sédimentaire.

L’Université Queen’s a réalisé des essais en laboratoire visant à mesurer les propriétés hydromécaniques de la bentonite MX-80 compactée et du mélange de bentonite MX-80 et de sable. Une eau hypersaline synthétique à composantes multiples, qui a été mise au point afin d’imiter les composants et les concentrations des eaux interstitielles se trouvant dans la roche sédimentaire du bassin de Michigan au Canada, a servi aux essais susmentionnés. On a examiné le gonflement, la perméabilité, la succion et la compression de la bentonite compactée et du mélange de bentonite et de sable dans des conditions où les matériaux interagissent tant avec l’eau désionisée que l’eau hypersaline.

Les résultats expérimentaux indiquent que la salinité des eaux interstitielles a une incidence considérable sur le rendement de la bentonite en tant que matériau de la zone tampon et de scellement pour un dépôt géologique en profondeur et que les effets des eaux interstitielles hypersalines devraient être pris en compte dans la conception des dépôts géologiques en profondeur dans un milieu très salin.

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RSP-645.1, Modélisation statistique des effets du vieillissement sur les taux de défaillance des composants de la tuyauterie

L’expérience d’exploitation de la tuyauterie liée à la sûreté et non liée à la sûreté dans les réacteurs nucléaires commerciaux est très vaste, à l’instar de l’expérience de la mise en œuvre de différentes stratégies d’atténuation de la dégradation. Les organismes de réglementation peuvent mettre à profit ce corpus de données tirées de l’expérience sur le terrain, en combinaison avec des modèles avancés de fiabilité de la tuyauterie, afin d’évaluer l’intégrité structurale prévue des circuits de tuyauterie et des cuves dans les systèmes de puissance nucléaire en exploitation.

Ce projet visait à élaborer un manuel technique sur la théorie sous-jacente et les méthodes et techniques connexes de la réalisation des déterminations de l’opérabilité au moyen de la caractérisation du risque des composants passifs de l’acier au carbone qui présentent une dégradation structurale due aux conditions d’exploitation et au vieillissement. Le manuel technique établit le fondement technique d’une approche axée sur les données visant l’analyse de la fiabilité de la tuyauterie. Il reconnaît les impacts néfastes potentiels du vieillissement des matériaux sur l’intégrité des enveloppes sous pression et les compare aux impacts positifs de la mise en œuvre des programmes de fiabilité et de la gestion de l’intégrité des composants des enveloppes sous pression.

Le manuel technique résume les différentes approches à la détermination de l’opérabilité et de l’aptitude fonctionnelle et aborde les diverses manières dont les données relatives à l’expérience d’exploitation peuvent permettre de valider les résultats de la détermination de l’opérabilité et de l’aptitude fonctionnelle afin de faciliter les processus décisionnels connexes.

Le manuel technique vise à appuyer quatre types d’analyses de fiabilité structurale axées sur le risque :

  1. détermination axée sur le risque de l’opérabilité des conditions dégradées
  2. évaluations indépendantes des demandes des titulaires de permis qui comprennent les résultats d’analyses de fiabilité structurale
  3. projections en matière d’intégrité structurale de l’influence des modifications apportées aux stratégies de gestion de la fiabilité et de l’intégrité
  4. évaluations indépendantes des demandes relatives aux programmes d’inspection en service axés sur le risque

La détermination de l’opérabilité axée sur le risque vise la caractérisation du risque d’une enveloppe sous pression dont la tuyauterie est dégradée et la détermination de son incidence sur l’exploitation d’une centrale nucléaire. Le manuel offre des exemples de l’utilisation de modèles probabilistes, statistiques et fondés sur les données dans un contexte synergique.

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RSP-660.1, Évaluation probabiliste des risques liés au transport de matières radioactives : Accidents de gros camions sur les routes canadiennes

Le transport de matières radioactives au Canada est réglementé conjointement par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) et Transports Canada (TC). Des règlements canadiens à cet égard sont en place pour assurer la protection de l’environnement ainsi que la santé, la sûreté et la sécurité des personnes. La CCSN a entamé un projet qui met à profit des méthodes probabilistes afin d’évaluer quantitativement les risques pour la sûreté associés à cette activité. L’étude vise à renforcer et à faciliter la communication des risques associés au transport de matières radioactives.

Globalement, cette étude vise à explorer la pertinence d’utiliser des méthodes probabilistes dans le but d’évaluer les risques pour la sûreté associés au transport routier de matières radioactives au Canada. Plus particulièrement, elle vise à recueillir et à analyser les données pertinentes relatives aux accidents routiers et à mettre au point un arbre d’événement des accidents qui est propre aux conditions canadiennes.

Le projet met l’accent sur les gros camions qui pourraient transporter des colis de type B dont le contenu est très radioactif, lesquels poseraient le plus grand danger en cas d’accident de la route. L’étude ne portait que sur les données d’accidents survenant sur des routes publiques. On a présumé que les facteurs humains et l’évaluation du risque étaient implicitement inclus dans les données relatives aux accidents. L’étude a également permis de comparer les données nationales sur les collisions au nombre d’enregistrements de véhicules dans une année donnée pour établir la probabilité d’une collision de gros camion en premier lieu. Les aspects relatifs à la sécurité, les garanties ou la possibilité d’actes malveillants n’étaient pas pris en compte dans la portée. Aucun itinéraire de transport particulier n’a été analysé.

L’arbre d’événement généré présente la distribution relative de différents scénarios d’accidents de la route et leur probabilité conditionnelle respective. L’étude a permis de démontrer que la probabilité d’un accident mettant en cause un gros camion est très faible, ce qui renforce la confiance à l’égard de la sûreté élevée du transport de matières radioactives. D’autres études seront nécessaires pour intégrer les probabilités et les conséquences des accidents mettant en cause des colis de type B.

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RSP-567.1, Examen et normalisation des procédures d’essai visant l’alliage de Zr-2,5Nb irradié utilisé pour les tubes de force

La protection contre la rupture et les fuites avant rupture doivent faire l’objet d’évaluations afin de démontrer l’aptitude fonctionnelle des tubes de force dans les cœurs de réacteurs. La ténacité à la rupture, ou la résistance du matériau à la propagation de fissures, constitue un paramètre important de ces évaluations. La ténacité à la rupture des tubes de force est généralement mesurée en provoquant la rupture d’une section d’un tube de force au moyen d’une fissure complète usinée de la paroi. On peut également déterminer la ténacité à la rupture des tubes de force au moyen de petites éprouvettes de traction compacte qui permettent de déterminer la ténacité à la rupture des composants de réacteur.

Ce projet de recherche visait à normaliser les procédures d’essais à petite échelle de la ténacité à la rupture pour analyser les tubes de force en alliage de Zr-2,5Nb. Les procédures d’essais visant des éprouvettes de traction compacte ont été élaborées pour tenir compte des limites des tubes de force sur le plan de la taille et de la géométrie. La mise à l’essai d’éprouvettes nécessite moins de matériau et permet la tenue d’études paramétriques systématiques.

Les normes de ténacité à la rupture de l’American Society for Testing and Material (ASTM) ont été mises au point pour des éprouvettes plates. Toutefois, les éprouvettes de traction compacte des matériaux des tubes de force sont courbes et relativement petites en raison de la géométrie des matériaux des tubes de force. Les effets de la courbure des éprouvettes, de la conception des éprouvettes et de la tunnellisation des fissures ont été évalués dans le cadre d’une enquête numérique et expérimentale détaillée. Des simulations d’éléments finis ont été réalisées pour des fissures complètes de la paroi stationnaires et en évolution. La tunnellisation des fissures a été prise en compte en adoptant une approche de la mécanique des dommages axée sur les contraintes critiques. Des expériences en laboratoire ont été réalisées sur des éprouvettes de 17 mm et de 34 mm de largeur. Les résultats expérimentaux montraient que la fissure de l’éprouvette de 34 mm s’était élargie beaucoup plus, ce qui se rapprochait davantage des résultats des essais d’éclatement des sections de tubes de force. La courbure des éprouvettes n’a pas eu d’effet significatif en fonction des charges appliquées aux essais des matériaux des tubes de force présentant de l’hydruration. La courbe de résistance à la rupture, ou la courbe J-R, déterminée au moyen de la norme E-1820 de l’ASTM, correspondait bien aux résultats numériques. L’étude a montré que les procédures établies dans cette norme s’appliquent également aux géométries d’éprouvettes de traction compacte faisant l’objet de la recherche.

Lire le rapport définitif RSP-567.1 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-686.2, Principes de base et mesure du rayonnement – Équipe Gamma

Le personnel de la CCSN voulait trouver une nouvelle façon novatrice de faire participer les jeunes et de leur enseigner les rudiments de la radioprotection. Spectral Labs, une entreprise spécialisée dans la mise au point de solutions de formation informatisées et immersives, a conçu le jeu Équipe Gamma pour la CCSN. Il s’agit d’un outil éducatif qui se trouve sur le portail d’apprentissage de la CCSN. Il est accessible au public et permet d’apprendre de façon ludique les concepts de la physique des rayonnements.

L’objectif d’Équipe Gamma est de susciter l’intérêt des jeunes et des jeunes d’esprit à l’égard de la physique par le jeu. Les joueurs découvrent les notions élémentaires du rayonnement, franchissent progressivement les différents niveaux et découvrent comment détecter des sources radioactives. Ils apprennent les principes fondamentaux de la radioprotection et la façon dont la désintégration radioactive entraîne le rayonnement.

Équipe Gamma est inspiré d’un simulateur de formation créé par Spectral Labs pour le département de l’Énergie des États-Unis. Il a été créé à l’aide du logiciel Realistic Adaptive Interactive Learning System (RAILS).

Destiné à l’origine aux agents d’application de la loi et aux premiers répondants, le logiciel RAILS vise à apprendre aux premiers répondants comment utiliser les détecteurs de rayonnement afin qu’ils puissent intervenir de manière appropriée lors d’une urgence nucléaire ou radiologique.

Pour les enseignants qui cherchent de nouvelles façons de mobiliser les élèves et d’utiliser les plateformes numériques dans leur enseignement, ou les représentants de la CCSN qui veulent un outil novateur pour les activités de mobilisation, Équipe Gamma est une approche simple et amusante de présenter la physique des rayonnements en salle de classe.

Jouer au jeu vidéo Équipe Gamma (153 Mo)

RSP-699.1, Évaluation par une tierce partie de l’établissement par Ontario Power Generation des estimations du temps d’évacuation pour la centrale nucléaire de Pickering

Ontario Power Generation, qui détient un permis d’exploitation de la CCSN, a passé un marché avec une entreprise des États‑Unis en vue de réaliser une étude sur l’estimation du temps d’évacuation et l’ingénierie de la circulation pour les zones de planification et diverses sections de ces zones à proximité de la centrale nucléaire de Pickering, laquelle se trouve à Pickering (région de Durham), en Ontario. Le rapport commandé sur l’estimation du temps d’évacuation, Development of Evacuation Time Estimates (en anglais seulement), décrit l’analyse réalisée et les résultats obtenus dans le cadre de l’étude visant la centrale nucléaire de Pickering. Les modèles de simulation utilisés correspondent à l’orientation de la Nuclear Regulatory Commission des États‑Unis (NRC des États‑Unis) établie dans le document NUREG/CR-7002, Criteria for Development of Evacuation Time Estimate Studies (en anglais seulement).

En raison de la complexité de l’évacuation à grande échelle et de sa modélisation, on a demandé à une tierce partie de réaliser l’examen du rapport sur Pickering. Le rapport de cette tierce partie résume son évaluation indépendante et présente des conseils, des commentaires et des recommandations à l’égard de l’étude du titulaire de permis.

Parmi les nombreux facteurs pris en compte dans le cadre de l’examen par la tierce partie, notons les groupes de population, les temps de génération de déplacements et des combinaisons de distributions pour diverses composantes du temps d’évacuation, les temps d’évacuation associés à des installations particulières, l’utilisation de modèles de simulation de la circulation ainsi que l’évaluation des évacuations spontanées. Cet examen a permis de déterminer que les conditions initiales, les hypothèses, les méthodes de modélisation, les scénarios et l’analyse réalisée ne déviaient pas de façon considérable d’autres études semblables qui sont fondées sur le document NUREG/CR-7002 et ont été approuvées par la NRC des États‑Unis.

Les estimations du temps d’évacuation fournies par la centrale nucléaire de Pickering sont validées par rapport à l’estimation du temps d’évacuation de 58 sites de centrales nucléaires aux États‑Unis. L’analyse a permis de déterminer que, bien que la centrale nucléaire de Pickering se trouve dans l’une des zones les plus populeuses ayant fait l’objet d’un examen, les estimations du temps d’évacuation correspondent à celles de sites de centrales nucléaires présentant des données démographiques comparables. Toutefois, l’examen a également permis de relever des lacunes liées aux installations se fiant aux services de transport en commun et à l’aide fournie aux personnes qui en ont besoin pour évacuer la zone.

Lire le rapport définitif RSP-699.1 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-658.1, Exposé technique du laboratoire national d’Oak Ridge : Survol de la conception et expérience de l’exploitation du réacteur expérimental à sels fondus et des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium

La CCSN et la Nuclear Regulatory Commission des États‑Unis (NRC des États‑Unis) ont collaboré en vue d’appuyer un séminaire technique organisé par le laboratoire national d’Oak Ridge (ORNL). Le personnel de la CCSN et de la NRC des États‑Unis a invité l’ORNL à transmettre ses recherches et son expérience de l’exploitation à l’égard du réacteur expérimental à sels fondus et des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. L’ORNL a présenté un examen technique des conceptions de réacteurs avancés et a communiqué son expérience de l’exploitation axée sur le réacteur expérimental à sels fondus et le surgénérateur expérimental II (EBR-II) du Laboratoire national d’Argonne, qui a été en exploitation durant près de 30 ans.

Dans le cadre du processus facultatif d’examen de la conception des fournisseurs préalable à l’autorisation, la CCSN offre aux fournisseurs une rétroaction sur leur technologie de réacteur tôt dans le processus de conception. Un tel examen vise à vérifier de manière générale l’acceptabilité d’une conception de centrale nucléaire par rapport aux attentes et exigences en matière de réglementation nucléaire, aux codes et aux normes du Canada.

Plusieurs fournisseurs ont proposé des définitions conceptuelles fondées sur de nouvelles technologies reposant sur la recherche et l’expérience de l’exploitation relatives à l’EBR-II et au réacteur expérimental à sels fondus. La CCSN a appuyé le séminaire technique afin d’approfondir les connaissances de son personnel relatives aux conceptions de réacteurs avancés.

L’ORNL a offert une séance d’information technique de deux jours pour chaque conception de réacteur avancé. L’organisation a compilé la recherche et l’expérience de l’exploitation fondées sur des activités de recherche et développement et a donné des exposés sur des sujets liés à la physique nucléaire, à la conception technique et à l’analyse de la sûreté pour les réacteurs à sels fondus et les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium.

Consulter l’exposé (en anglais seulement) :

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