Sommaires des rapports de recherche 2019–2020

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

RSP-723.1, Évaluation des incidences potentielles des changements climatiques sur les précipitations maximales applicables aux installations nucléaires au Canada

Les dangers externes, tels que les inondations, peuvent être à l’origine d’événements de cause commune pour les installations nucléaires. Ils peuvent causer des dommages à plusieurs systèmes simultanément. L’accident de Fukushima-Daiichi est l’exemple le plus récent de dommages graves causés par des inondations. Les évaluations de la sûreté des événements initiateurs (internes, externes et combinaisons de dangers) jouent un rôle important dans la sûreté des installations nucléaires, car ces événements peuvent nuire aux systèmes de sûreté nécessaires pour limiter les conséquences potentielles d’un événement initiateur. Bien qu’il y ait eu de nombreuses études sur les précipitations maximales probables (PMP) au Canada, les changements climatiques et leur impact potentiel sur les PMP n’ont été reconnus que récemment.

L’objectif de ce projet est d’estimer les changements potentiels aux PMP découlant des changements climatiques aux installations nucléaires canadiennes ou à proximité.

L’équipe de recherche procède à l’estimation de la gamme possible des changements aux PMP causés par les changements climatiques en examinant la méthodologie d’élaboration des estimations des PMP et les études sur les PMP qui ont servi à élaborer des estimations des PMP à proximité des installations nucléaires canadiennes, ainsi que les études nationales et internationales sur les incidences potentielles des changements climatiques sur les paramètres hydrologiques utilisés directement ou indirectement dans les estimations des PMP.

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RSP-682.1, Étude expérimentale des effets des supports plats sur l’instabilité fluido‑élastique en écoulement dans les générateurs de vapeur nucléaires

Plusieurs générateurs de vapeur de réacteurs CANDU doivent faire l’objet de remplacement. L’expérience récente acquise à la centrale nucléaire de San Onofre démontre que les générateurs de vapeur de remplacement ne répondent pas aux attentes opérationnelles, bien que leur conception soit semblable à l’originale. On a mis à l’arrêt deux nouveaux générateurs de vapeur de remplacement après 11 mois d’exploitation à la suite de défaillances associées à l’instabilité fluido‑élastique en écoulement, ce qui n’était jamais encore survenu dans des générateurs de vapeur en exploitation.

Le fabricant, le service public (l’exploitant) et l’organisme de réglementation n’avaient pas prévu ces problèmes. Nous ne comprenons pas suffisamment les phénomènes associés à l’instabilité fluido‑élastique en écoulement et nous devons approfondir la recherche. Afin de se préparer aux défis en matière de réglementation associés aux générateurs de vapeur de remplacement pour les réacteurs CANDU, la CCSN a lancé ce projet de recherche d’avant-garde visant à combler les lacunes sur le plan des connaissances et à établir une orientation à l’intention du personnel pour améliorer l’évaluation de l’aptitude fonctionnelle des générateurs de vapeur de remplacement.

Ce projet de recherche était axé sur la reconnaissance des incertitudes introduites par empirisme dans les lignes directrices actuelles en matière de conception. Lorsque les renseignements relatifs à la conception dépendent de l’empirisme, la justification du maintien de l’aptitude fonctionnelle est généralement fondée sur la validation par l’expérience de l’exploitation. Dans cette étude, on a porté une attention particulière aux effets du taux de vide, de la géométrie du réseau, de l’angle des tubes et de l’espacement entre les tubes et les supports sur la stabilité du réseau.

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RSP-673.2, Pratiques de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales

Le recours aux sécrétions orales comme matrice biologique de rechange à l’urine dans le cadre des programmes de dépistage des drogues en milieu de travail devient une réalité pour de nombreux milieux de travail au pays et à l’étranger. Les avancées technologiques et l’amélioration des méthodes de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales ont permis l’adoption de cette matrice biologique comme solution de toxicologie judiciaire viable à l’urine. Les considérations relatives à l’utilisation et à l’acceptabilité médico-légale des sécrétions orales comme matrice biologique de rechange à l’urine sont examinées dans le contexte du REGDOC 2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, qui repose uniquement sur l’utilisation de l’urine comme matrice biologique pour la détermination des infractions aux politiques. Au Canada, aux États-Unis et à l’étranger, on examine les normes, les lignes directrices et les pratiques exemplaires en matière de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales afin d’éclairer la CCSN sur l’acceptabilité médico-légale de l’utilisation de sécrétions orales dans le cadre d’un programme de dépistage des drogues en milieu de travail.

L’objectif de cette étude consiste à fournir à la CCSN les résultats des recherches les plus récentes et les meilleures pratiques internationales en matière de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales en laboratoire et au point de prélèvement.

Les normes, les lignes directrices et les pratiques exemplaires existantes en matière de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales en milieu de travail à l’échelle nationale et internationale ont été comparées aux résultats des plus récentes recherches afin de formuler des recommandations à la CCSN sur les diverses catégories de drogues à prendre en compte dans le cadre d’un programme de dépistage des drogues par l’analyse de sécrétions orales. Les avantages et les limites des sécrétions orales et de l’urine comme échantillons biologiques pour le dépistage des drogues sont comparés. Les processus définis pour le prélèvement d’échantillons de sécrétions orales comprennent les dispositifs de prélèvement recommandés, les procédures de prélèvement, la formation des responsables du prélèvement de sécrétions orales, la chaîne de possession ainsi que l’emballage et le transport. De plus, il est recommandé d’utiliser deux dispositifs d’analyse au point de prélèvement pour le dépistage initial au moyen de sécrétions orales afin de déceler la présence de diverses catégories de drogues.

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RSP-671.1, Études sur la solidification du métal en fusion lors d’écoulements dans les canalisations internes

La cuve de calandre d’un réacteur CANDU contient un modérateur à l’eau lourde et est entourée par l’eau légère, à la température de la pièce, du bouclier caisson (enceinte du réacteur) durant l’exploitation normale. Lors d’un accident grave menant à une défaillance du refroidissement du circuit caloporteur primaire assortie d’une défaillance du refroidissement par le modérateur et de la perte du modérateur d’appoint, l’eau du modérateur peut s’évaporer et exposer les canaux de combustible à l’intérieur de la cuve de calandre. La perte du modérateur en tant que source froide entraîne le réchauffement, la déformation et le désassemblage des canaux de combustible. En définitive, les débris de cœur découlant du désassemblage s’accumulent au fond de la cuve de calandre et forment un lit de débris final. Les débris de cœur qui touchent à la surface intérieure de la cuve de calandre sont refroidis par l’eau du bouclier caisson (enceinte du réacteur) qui entoure la surface extérieure de la cuve de calandre. Les débris de cœur situés au centre du lit de débris peuvent chauffer jusqu’à se transformer en « corium », un mélange en fusion semblable à de la lave. Le corium, qui s’écoule par gravité, peut entrer en contact avec les raccords d’extrémité horizontaux et faire fondre leurs bouchons de soutien des grappes de combustible internes en acier si le cheminement d’évacuation de la chaleur, du revêtement des raccords d’extrémité à l’eau de refroidissement du bouclier d’extrémité, en passant par le corps des raccords d’extrémité, ne permet pas un refroidissement suffisant pour solidifier ou geler le corium. Le corium peut également, par gravité, pénétrer les canalisations de drainage verticales de la cuve de calandre.

L’Université Carleton a mené des études expérimentales et numériques afin d’analyser le phénomène des écoulements de métal en fusion dans les canalisations horizontales et verticales ainsi que le risque potentiel de création d’un bouchon dû à la solidification complète du matériau en fusion.

On a analysé la fonte et la solidification au moyen de configurations expérimentales tant horizontales que verticales. Le gallium a été retenu en tant que fluide d’essais en raison de son faible point de fusion, soit 29,76 °C, ainsi que de sa non-toxicité. On a injecté le gallium dans une section d’essai vide en acrylique entourée de glace et d’eau, où il s’est solidifié.

On a créé un code interne en 1D pour simuler la pénétration et la solidification du gallium dans les canalisations horizontales. On a également extrapolé le code afin de simuler du corium à plus haute température et différents diamètres de canalisation. De plus, on a mené des études de faisabilité préliminaires sur des canalisations verticales.

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RSP-669.1, Combustion de l’hydrogène et du monoxyde de carbone et comportement du recombineur autocatalytique passif

La communauté internationale a soulevé des préoccupations relatives à la combustion de l’hydrogène ( H2) en raison d’une accumulation d’hydrogène dans l’enceinte de confinement à la suite de l’accident survenu à Fukushima en 2011. En plus du H2, une quantité considérable de monoxyde de carbone (CO) peut être générée durant une interaction hors cuve entre le cœur en fusion et le béton, ce qui accroît l’inflammabilité de l’atmosphère de l’enceinte de confinement. Afin de réduire les risques associés aux mélanges de gaz combustibles ( H2 et CO), les mesures d’atténuation mettent à profit l’oxydation catalytique du H2 en H2O et du CO en CO2 au moyen des recombineurs autocatalytiques passifs (RAP). Les données expérimentales sur le comportement des mélanges stratifiés  H2-air-vapeur et le rendement des RAP par rapport aux taux de recombinaison du CO et des effets d’empoisonnement sont très limitées. Nous devions donc mener des recherches afin d’examiner l’efficacité des mesures d’atténuation mettant à profit les RAP dans des conditions d’accident grave. 

Le projet visait à mener des études expérimentales sur la combustion des mélanges stratifiés  H2-air et des mélanges  H2-CO-air dans le contexte de concentrations locales élevées de H2, et à caractériser l’efficacité des RAP mettant à profit des mélanges  H2-CO-air. Grâce aux résultats expérimentaux de ce projet, nous sommes en mesure de mieux comprendre le risque potentiel associé aux mélanges non uniformes de gaz combustibles et l’efficacité des mesures d’atténuation liées au H2 et au CO dans des conditions d’accident grave. Nous avons également pu valider des modèles associés à des codes pertinents d’analyse de la sûreté.

La CCSN a commandé aux Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) l’étude du comportement de différents mélanges de gaz combustibles et du rendement des RAP. Les LNC ont mené à leur installation d’analyse de combustion à grande échelle ventilée les expériences suivantes :

  1. Comportement de combustion en présence de mélanges  H2-CO-air
  2. Rendement des RAP en présence de mélanges  H2-CO-air
  3. Dynamique de combustion en présence de mélanges stratifiés  H2-air

Les résultats ont démontré une bonne correspondance des simulations expérimentales et analytiques sur le plan du comportement prévu des RAP. Les simulations analytiques ont permis de confirmer la capacité du code GOTHIC de tenir compte de la stratification de l’hydrogène. Les prédictions relatives à la dynamique de la pression de combustion correspondaient aux mesures et démontraient une certaine prudence sur le plan de résultats d’analyse en raison de la surestimation des pics de pressurisation découlant de la combustion connexe.

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RSP-658.2, Aperçu de l’état de la recherche visant à caractériser les propriétés des sels de NaF-KF-UF4/ZRF4 ainsi que du chlorure de sodium et des sels trichlorés des actinides

Le personnel de la CCSN évalue actuellement les caractéristiques techniques déclarées par des développeurs de technologies de réacteurs à sels fondus, et les preuves à l’appui de ces caractéristiques. Les propriétés chimiques des sels fondus qui remplacent les systèmes de réacteurs conventionnels refroidis à l’eau (sels caloporteurs) et, dans certains cas, l’utilisation de combustible nucléaire solide conventionnel (sels de combustible) constituent l’un des principaux aspects novateurs de ces technologies. Les développeurs font des déclarations à l’égard de diverses caractéristiques relatives au rendement à long terme des sels de combustible et des sels caloporteurs dans des domaines qui comprennent les suivants, sans s’y limiter :

  • les impacts de différentes compositions de sels
  • la compréhension de l’évolution des changements de phases selon différentes températures d’exploitation (y compris les précipitations)
  • les propriétés physiques en fonction de la température et de la composition, comme la viscosité, les points d’ébullition et de congélation ainsi que la solubilité des impuretés
  • la stabilité chimique dans des conditions de radioexposition en fonction du temps
  • le potentiel de formation et de transport des produits de corrosion
  • les effets potentiels de l’érosion sur les composants du cœur du réacteur (p. ex., aciers, graphite, autres alliages)
  • la performance du réacteur et la rétention des produits de fission pour tous les états de la centrale, y compris les accidents de dimensionnement, les conditions additionnelles de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement
  • la pénétration des sels dans les matériaux des composants du réacteur
  • la contribution de l’électrochimie au vieillissement des composants du cœur
  • le rendement/les impacts sur le plan de la thermodynamique et de la physique, allant des états liquides à haute température aux états solides à basse température

En vue de maintenir son état de préparation à l’évaluation de nouvelles conceptions, la CCSN a demandé la tenue d’un séminaire au Centre commun de recherche (JRC) Karlsruhe, qui est doté d’un programme de recherche de longue date sur les sels de combustible et les sels caloporteurs utilisés dans les réacteurs à sels fondus. Le personnel de la CCSN a mis à profit le contrat existant conclu avec le JRC pour communiquer des renseignements en vue d’améliorer davantage la planification et les activités de réglementation. La CCSN a également invité le personnel intéressé de la Nuclear Regulatory Commission des États Unis afin de faciliter les activités potentielles de coopération en matière de réglementation prévues en 2020.

Le JRC Karlsruhe a organisé un séminaire technique de deux jours sur l’état de la recherche visant à caractériser les propriétés des sels de NaF-KF-UF4/ZRF4 ainsi que du chlorure de sodium et des sels trichlorés des actinides. Les sujets suivants ont été abordés :

  • présentation du JRC
  • historique des réacteurs à sels fondus et des activités de R-D connexes
  • installations de réacteurs expérimentaux aux sels fondus
  • principales incertitudes des données actuelles sur les propriétés des sels de combustible
  • points d’ébullition/de congélation et solubilité des impuretés
  • propriétés thermiques
  • surveillance et évaluation de la corrosion

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RSP-598.2, Cadre intégré de propagation des sources d’incertitude dans les sections efficaces des noyaux en présence de simulations des paramètres physiques du réacteur CANDU à l’état stable et transitoire

La version actuelle du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de sûreté de la CCSN permet l’utilisation de méthodes plus réalistes, comme les simulations d’analyse du réacteur présentant la meilleure estimation (BE) en tenant compte des incertitudes. La quantification et la compréhension des sources d’incertitude sont des aspects essentiels de l’analyse BE, car cela produit une mesure fiable permettant d’évaluer la qualité des prédictions. Afin de se préparer à vérifier de manière indépendante les dossiers de sûreté des titulaires de permis à l’aide de méthodes plus réalistes, la CCSN a lancé une étude visant à examiner la possibilité d’élaborer un cadre intégré, le premier en son genre, pour la caractérisation de l’incertitude dont l’application première serait liée aux calculs neutroniques du réacteur CANDU. Le cadre est axé sur des bibliothèques en libre accès d’algorithmes normalisés de caractérisation de l’incertitude ainsi que sur des algorithmes novateurs.

La phase 2 du projet était axée sur l’établissement d’une capacité automatisée intégrée visant l’analyse de l’incertitude pour le simulateur de cœur NESTLE-C dans les calculs des paramètres d’un cœur de réacteur CANDU à l’état stable et transitoire. Le résultat final est une bibliothèque complète de sections efficaces de diffusion, une matrice connexe de covariance et de fonction de distribution des incertitudes, de même qu’une plateforme intégrée comprenant des scripts d’exécution, un logiciel échantillonneur, NESTLE-C et un logiciel de traitement permettant à l’utilisateur d’estimer la distribution de probabilité conjointe pour tous les résultats obtenus.

Ainsi, le personnel de la CCSN a renforcé sa capacité d’évaluer de manière indépendante les soumissions des titulaires de permis relatives aux problèmes de sûreté liés à un accident de perte du réfrigérant primaire (APRP) de catégorie 3 dans un réacteur CANDU, et il est en mesure de réaliser des simulations plus réalistes de pointes de puissance dues à un APRP afin de faciliter les processus décisionnels fondés sur le risque.

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RSP-590.1, Évaluation réglementaire des fuites qui s’écoulent par des fissures dans des composants de conduites

Des composants sous pression (tant dans la partie nucléaire que classique d’une centrale) comportant plusieurs fissures complètes de la paroi peuvent demeurer en exploitation et contribuer aux fuites totales du côté primaire au côté secondaire de la centrale et aux rejets de matières radioactives. Lorsqu’on utilise les méthodes simplifiées disponibles pour l’estimation des débits de rejet, on doit choisir et appliquer différents facteurs adéquats. À l’heure actuelle, aucune méthode d’évaluation des fuites dans les parois métalliques fissurées n’a été vérifiée, validée et acceptée de manière globale.

La CCSN a entamé ce projet de recherche afin d’établir une base de données de rejets critiques en fonction de diverses géométries de fissures réalistes dans des conditions contrôlées d’infiltration, de stagnation et d’écoulement de liquide sous-refroidi. L’étude représente une étape importante en vue de comprendre et de quantifier l’impact des paramètres structuraux de diverses fissures sur la dynamique thermohydraulique des fuites de fluide. 

Il existe très peu de données sur les mesures de débit de fuite dans les tubes de générateurs de vapeur et les conduites à parois minces. Le projet visait à fournir des données expérimentales et à établir les modèles et les corrélations prévisionnelles permettant au personnel de la CCSN d’évaluer de façon indépendante l’aptitude fonctionnelle des tubes des générateurs de vapeur au fil du vieillissement des centrales et de leur dégradation, de l’apparition de nouvelles formes de dégradation et de la mise en œuvre de nouvelles stratégies de gestion propres à certaines dégradations. 

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RSP-523.1, Enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes

L’Université de Toronto a mené une enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes. Cette enquête a regroupé trois domaines d’études interreliés : caractérisation des matériaux, essais structuraux et modélisation.

On a relevé dans le béton des centrales nucléaires, au Canada et à l’étranger, des réactions alcalines des agrégats, en particulier la réaction silico‑alcaline (RSA). Ces réactions ont une incidence potentielle sur l’intégrité structurale ou l’aptitude au service des centrales nucléaires vieillissantes, et il n’existe à l’heure actuelle aucune ligne directrice ni aucun critère d’évaluation pour en déterminer les conséquences. L’enquête est axée sur trois aspects de cet enjeu : constituants du béton, essais structuraux, et analyse et évaluation. Le volet des travaux portant sur les matériaux mettait l’accent sur la caractérisation du béton restreint ou non restreint affecté par une RSA. Les mesures permettant de réaliser les essais comprennent la dilatation longitudinale et transversale; l’indice de cotation des dommages dans trois plans; les propriétés nanomécaniques par nanoindentation; l’analyse des microstructures, ainsi que les propriétés macromécaniques par essais destructifs et non destructifs.

Le volet du programme visant les structures porte sur les essais effectués sur des murs en béton armé en vue d’explorer les effets du RSA sur la résistance au cisaillement. En tout, six éprouvettes de cisaillement ont été conçues et coulées à partir de deux différents types de béton. L’un comportait des agrégats réactifs (béton alcali-réactif) et l’autre, des agrégats non réactifs (béton normal). On a mis au point une procédure d’analyse non linéaire des éléments finis aux fins de la modélisation et de l’analyse des structures en béton armé affectées par une RSA. On a envisagé deux mécanismes pour modéliser les effets de la RSA : l’ampleur de la dilatation induite et les changements sur le plan des propriétés mécaniques du béton.

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