Amélioration du système de sûreté du réacteur national de recherche universel d'énergie atomique du canada limitée et processus d'autorisation et de surveillance de la commission canadienne de sûreté nucléaire

IV. Processus de réglementation de la CCSN pour incorporer les mises à niveau du SAEU dans les « fondements d'autorisation » du NRU

IV.A. Conception de la mise à niveau du SAEU

En mars 1995, EACL a indiqué dans son plan d'autorisation [14] qu'elle allait apporter des améliorations à la sûreté du NRU conformément au processus de contrôle des changements prévu dans l'autorisation d'installation. En novembre 1996, EACL a publié le document intitulé Project Implementation Plan - NRU Research Reactor Upgrade Project [15]. Le plan de mise en œuvre indique que « la portée des travaux de base découlait des documents de conception élaborés pour les sept améliorations proposées à l'étape de l'évaluation. Il prévoyait aussi la production de documents portant sur les exigences de conception et l'élaboration de descriptions de conception détaillées, y compris les études des options, le cas échéant, qui constitueront le fondement de la demande d'approbation auprès des organismes dirigeants appropriés. La procédure NRU-180-02600-0001 Change Control Procedure définit les exigences pour contrôler les changements apportés à la documentation, aux processus et aux procédures approuvés qui peuvent être appliqués à toutes les étapes du projet de mise à niveau du réacteur NRU ».

En novembre 1998, conformément au processus de contrôle des changements établi dans l'autorisation d'installation, EACL a publié une première note de sûreté pour le SAEU [16]. Dans cette note, EACL indique que la mise à niveau du système d'alimentation électrique d'urgence est un élément essentiel des améliorations de sûreté globales qui seront apportées au NRU. Le SAEU est conçu comme une source d'alimentation électrique de différentes catégories entièrement redondante, indépendante et distincte. Le document indique aussi que le SAEU fournira une source d'alimentation électrique pouvant résister aux sinistres pour les autres améliorations de sûreté et les pompes principales d'eau lourde qui alimentent les deux NSRUC après un APRP et l'arrêt du refroidissement du cœur ». « L'équipement du SAEU, ainsi que celui des nouveaux systèmes de sûreté, sera résistant aux sinistres, comme un incendie à l'extérieur de la salle où se trouve le SAEU et des séismes de référence, dans un environnement d'évaluation des séismes de référence. ». Le plan de mise en œuvre de la note de sûreté prévoyait qu'EACL ait publié un plan d'installation avant décembre 1998, un plan de mise en service du SAEU avant mai 2000 et un plan de formation sur le SAEU avant juin 2000.

IV.B. Intégration des améliorations de sûreté au préalable dans le permis d'exploitation du NRU¹

Le permis d'exploitation révisé du NRU publié par la CCSN en 1998 [17] inclut les conditions de permis 27a et 27 b, qui précisent que les sept améliorations décrites à la section 4.5 du document AECL-MISC-300-97 (mars 1998), NRU Reactor Annual Safety Review 1997 [18], devaient être apportées avant le 31 octobre 2000. La section 4.5.6 du document AECL-MISC-300-97 mentionne qu'un « SAEU parasismique doit être mis en place pour assurer une alimentation électrique continue aux mises à niveau en cas de panne d'alimentation de catégorie 4. Le SAEU alimentera en électricité le NSRUC et d'autres systèmes de sûreté et apportera une plus grande fiabilité de l'alimentation en CC des moteurs des pompes P-104 et P-105. ».

IV.C. Révisions subséquentes au permis d'exploitation

Les révisions subséquentes apportées au permis d'exploitation ont remplacé cette condition par les suivantes :

• 10/2000    la condition de permis concernant les sept améliorations n'a pas été incluse
• 05/2003    fermeture d'ici le 31 décembre 2005, à moins de recevoir une autorisation de la CCSN
• 06/2004    fermeture d'ici le 31 décembre 2005, à moins de recevoir une autorisation de la CCSN
• 12/2004    fermeture d'ici le 31 décembre 2005, à moins de recevoir une autorisation de la CCSN
• 11/2005    démontrer que les sept mises à niveau sont entièrement opérationnelles d'ici le 31 décembre 2005; le permis a expiré en juillet 2006

La condition de permis 13.1 incluse dans le permis de novembre 2005 exigeait que les sept mises à niveau soient entièrement opérationnelles d'ici le 31 décembre 2005. Cette exigence a été spécifiquement incluse dans le permis d'exploitation 2005 à la demande du personnel de la CCSN et sert de fondement à l'autorisation des activités au-delà du 31 décembre 2005. Le permis ne définit pas « mises à niveau » et « entièrement opérationnelles ». Le terme « entièrement opérationnelles » a été défini dans la correspondance écrite entre le personnel d'EACL et de la CCSN. (Consulter la section V.A pour une discussion supplémentaire sur la clarté de cette condition de permis.)

IV.D. Permis d'exploitation actuel (juillet 2006)

Le permis d'exploitation actuel du NRU, NRTEOL-01.00/2011, daté du 28 juillet 2006 [19], ne précise pas non plus la portée des sept améliorations de sûreté. Les autres exigences comprennent notamment la condition 19.1, qui prévoit que le titulaire de permis doit se conformer aux exigences du document Licensing Strategy for the NRU Licensability Extension Project. Toutefois, la condition 19.1 ne fournit aucun numéro de document de référence précis ou de date de document, et on ne sait donc pas exactement à quel document la condition fait référence dans le permis d'exploitation.

D'après les rencontres, le personnel d'EACL et de la CCSN a pu comprendre que le document dont il est question à la condition de permis 19.1 est une pièce jointe [20] qui renvoie à une lettre du 28 février 2006 que le directeur de la CCSN a fait parvenir au vice-président des LCR d'EACL [21]. La lettre présente la stratégie du personnel de la CCSN pour les activités de surveillance réglementaire associées au projet de prolongation de permis du réacteur NRU. « Le document ci-joint présente les conditions préalables d'obtention du permis en ordre d'importance et en ordre chronologique ». La lettre indique aussi qu'il est attendu que ce document jettera les bases d'autres demandes et activités d'EACL ainsi que des examens et des approbations de la CCSN. Dans la pièce jointe intitulée Licensing Strategy for the NRU Licensability Extension Project (stratégie d'autorisation du projet de prolongation de permis du réacteur NRU ou stratégie d'autorisation), on tente d'établir les attentes par rapport aux tâches à réaliser et un calendrier à respecter pour que le permis du réacteur puisse être renouvelé. À l'origine, l'intention de la CCSN à l'égard de ce document consistait à conclure une entente sur le plan d'autorisation proposé, en partie en raison du grand nombre de tâches à réaliser à la satisfaction de la CCSN pour obtenir le permis à long terme proposé. En invoquant la stratégie d'autorisation dans une condition de permis, la CCSN a tenté d'imposer des exigences précises. Cependant, le terme « exigences » n'est pas utilisé dans la stratégie d'autorisation pour décrire les mesures prévues.

En ce qui a trait aux améliorations de sûreté, la stratégie d'autorisation indique que pour être acceptée, la demande d'EACL doit démontrer que les sept améliorations de sûreté ont toutes été apportées (en date de janvier 2006) et mentionne que la CCSN procédera à un audit complet des mises à niveau du SAEU. Elle précise aussi que les sept améliorations ont été apportées. La stratégie d'autorisation traite des sept mises à niveau comme si elles avaient déjà été mises en œuvre et déclarées « entièrement opérationnelles ». Dans une lettre du 28 février 2006, le permis d'exploitation en vigueur incluait la condition 13.1, qui précisait que les sept améliorations devaient être apportées avant le 31 décembre 2005. Dans la stratégie d'autorisation, la CCSN note qu'elle prévoit vérifier la barrière de confinement des liquides/confinement ventilé (CLCV) et les mises à niveau du SAEU lorsqu'EACL les aura déclarées entièrement opérationnelles.

La stratégie d'autorisation poursuit en mentionnant 11 mesures à court terme qu'EACL devra mettre en œuvre avant juillet 2006 pour corriger les non-conformités aux exigences, répondre aux préoccupations relatives à la sûreté et prendre les mesures de mi-parcours avant juillet 2007. Cependant, ces mesures et les critères à respecter font référence à plusieurs études et programmes qui eux non plus ne sont pas précisés par une terminologie réglementaire concise.

IV.E. Autorisation d'installation

L'autorisation d'installation est le principal document utilisé pour fournir aux opérateurs les conditions limites d'exploitation (CLE) et les exigences relatives aux mesures à prendre. Contrairement au processus de contrôle des changements [23] exigé par le permis d'exploitation, les mises à niveau du SAEU (résistant aux sinistres) n'ont pas été ajoutées à l'autorisation d'installation après qu'on les ait déclarées « entièrement opérationnelles » en décembre 2005 [22]. L'autorisation d'installation actuelle est AECL-FA-01, version 4, août 2000 [24], et est le document d'EACL qui fournit les limites opérationnelles du réacteur NRU pour divers modes d'exploitation. Il en est question à l'annexe B du permis d'exploitation actuel comme document d'application pour l'installation du réacteur NRU, mais il n'inclut pas les CLE de toutes les améliorations. L'autorisation d'installation est en partie fondée sur le RFAS. Comme mentionné ci-après, la CCSN n'a pas approuvé les versions à jour du RFAS présentées par EACL et, par conséquent, EACL n'a pas mis à jour l'autorisation d'installation. En attendant l'approbation de la CCSN, EACL a publié des instructions aux superviseurs (ITS) au lieu de CLE pour ces améliorations.

IV.F. Rapport final d'analyse de la sûreté - RFAS

Le RFAS est l'analyse de la sûreté approfondie du réacteur. Il n'a pas été mis à jour pour tenir compte de l'évaluation ou de l'analyse de sûreté de l'installation des mises à niveau, car celles-ci ont été déclarées opérationnelles et en service. Dans une lettre du 21 novembre 2005 adressée à EACL [25], la CCSN indique qu'elle « s'attend » à ce que le RFAS et l'autorisation d'installation (AECL-FA-01) soient mis à jour avant que le permis du site ne soit renouvelé. Cela n'a pas été fait.

La stratégie d'autorisation du 28 février 2006 porte sur le RFAS 2000 et signale que cette version n'a toujours pas été approuvée. Elle traite aussi de plusieurs lacunes et suppose qu'EACL doit « s'engager » à présenter un programme pour mettre à jour le RFAS. Cette lettre fait référence au document AECL-MISC-300, version 0 du rapport d'analyse de la sûreté du réacteur de recherche NRU (volume 2), 2000 [26].

EACL a déjà soumis le document AECL-MISC-300 le 31 octobre 2000 [27]. Cependant, le 1^er décembre 2000 [28], la CCSN a présenté des commentaires à EACL et lui a demandé de préparer un plan de travail et un calendrier pour régler toutes les questions en suspens et de présenter des documents et des renseignements à l'appui dans le cadre de la réunion d'examen du RESR, tenue le 6 décembre 2000. La CCSN n'a pas examiné le RFAS à nouveau avant le 26 octobre 2006 [29], soit six ans plus tard. Les versions du RFAS qui décrivent les améliorations ont été présentées en octobre 2000 et en mars 2007, mais aucun de ces documents n'a été approuvé par la CCSN. Étant donné que les versions ultérieures du RFAS n'ont pas été approuvées par la CCSN, le RFAS invoqué dans le permis d'exploitation demeure la version originale désuète de 1964 (c'est nous qui soulignons) [30] [Annexe 1 : documents de référence, point (1) IOI-260, A Safety and Hazards Review of the NRU Reactor, mars 1964 (ou remplacée par la version la plus à jour du document approuvé par écrit par le CES et la CCSN)] qui s'ajoute à de nombreux suppléments également énoncés dans l'autorisation d'installation. Lors de l'examen des documents de la CCSN, le permis d'exploitation actuel n'incluait pas, en référence, l'autorisation d'installation à jour, les CLE pour l'équipement mis à niveau ou le RFAS mis à jour pour tenir compte des fondements détaillés des améliorations.

Observation (1) - Permis d'exploitation (OL)

L'équipe Talisman a conclu que le permis d'exploitation actuel ne contient pas explicitement des exigences claires pour mettre en œuvre les mises à niveau du système de sûreté. Pour ce faire, l'équipe s'est basée sur le fait que le libellé de la condition de permis 19.1 est vague et n'utilise pas un vocabulaire clair, contraignant et compréhensible nécessaire pour imposer des exigences précises (exactement « quoi » et « quand ») dans un permis d'exploitation. La stratégie d'autorisation dont il est question à la condition de permis 19.1 n'emploie pas du tout le terme « exigences ». La stratégie d'autorisation à laquelle on semble faire allusion inclut des opinions, des attentes et des demandes, mais pas d'exigences claires et précises. L'équipe Talisman a aussi conclu que le permis renouvelé en 2006 incluait des renseignements désuets, comme la version originale du RFAS de 1964, mais pas d'information essentielle, comme les CLE et leurs fondements, et qu'il est très lourd. Le lecteur doit se référer à plusieurs pièces jointes et documents de référence pour être en mesure de comprendre les exigences du permis d'exploitation. La stratégie d'autorisation est très longue et très vague quant aux exigences. Par exemple, la condition du permis d'exploitation précisant les améliorations à la sûreté requises n'est pas claire quant à la description des mises à niveau du SAEU qui sont nécessaires, ni quand.

Le processus de renouvellement des permis nécessite un effort concerté, et le permis de l'installation (LCR) doit contenir les renseignements préparés par le titulaire de permis (EACL) et le personnel de l'organisme de réglementation (CCSN). Néanmoins, le permis du réacteur NRU actuel est lourd et nébuleux. D'après l'examen des renseignements présentés, l'équipe Talisman a pu formuler les recommandations ci-après. On se basera sur ce format pour toutes les autres recommandations à venir.

2Recommandations

C-OL-1 : La CCSN devrait clarifier les exigences du permis d'exploitation actuel, surtout celles mentionnées dans la stratégie d'autorisation.

Réponse de la direction de la CCSN
à la fin de mai, la CCSN a effectué un audit de suivi visant à examiner l'état des sept mises à niveau mentionnées dans le document sur la Stratégie d'autorisation. Elle examine actuellement toutes les constatations et publiera un ensemble de directives et de mesures pour EACL qui devra être complété. Le rapport final devrait être publié dans les 60 jours ouvrables qui suivront. La CCSN collaborera avec EACL pour revoir les engagements restants indiqués dans le document sur la Stratégie d'autorisation afin de s'assurer qu'ils sont clairs, que les exigences d'autorisation permettent de les respecter et que la CCSN et EACL comprennent bien les mesures et les calendriers nécessaires pour respecter les engagements. Le Service juridique les examinera aux fins de clarté et d'exécution. Les travaux devraient être terminés d'ici le 31 octobre 2008.

C-OL-2: La CCSN devrait utiliser une terminologie réglementaire précise pour s'assurer que les permis d'exploitation et les conditions de permis futurs des LCR pour le réacteur NRU et d'autres installations autorisées sont clairs. Avant d'approuver et de délivrer une condition de permis, le personnel de la CCSN devrait veiller à ce que le titulaire de permis et l'organisme de réglementation comprennent les mesures qu'ils devront prendre pour mettre en œuvre pleinement les exigences et que la condition de permis soit suffisamment claire pour que le personnel de la CCSN puisse obliger l'exécution de détails précis. Utiliser des termes et des références réglementaires particuliers (contraignants) au lieu de « mettre en œuvre les sept améliorations ».

Réponse de la direction de la CCSN
La CCSN examinera le permis actuel du NRU pour améliorer la structure, le contenu, la clarté du permis, les conditions de permis, les conditions limites d'exploitation et tout document de référence. L'examen sera terminé avant le 31 octobre 2008. La CCSN conviendra avec EACL d'un calendrier pour apporter tous les changements nécessaires au permis et à tout document de référence. Le plan et le calendrier de mise en œuvre des changements seront présentés à la Commission en février 2009. La CCSN améliorera son processus d'examen des documents d'autorisation, y compris les examens du Service juridique, pour s'assurer que la terminologie réglementaire employée est précise. Dans le cadre de l'établissement des conditions de permis et des documents aux commissaires, la CCSN :
a) veillera à ce que le titulaire de permis et le personnel comprennent les mesures requises et les calendriers à utiliser pour respecter les conditions;
b) s'assurera que le personnel d'EACL et de la CCSN comprend le plan de vérification de la conformité, d'application et de compte rendu relatif à la condition de permis.

C-OL-3 : La direction de la CCSN devrait exiger que tous les documents d'application de la réglementation que le personnel de la CCSN prévoit utiliser ou sur lesquels il prévoit se baser pour établir des exigences ou donner une autorisation soit examiné par le Service juridique de la CCSN avant la publication.

Réponse de la direction de la CCSN
Le Service juridique examine les permis provisoires, y compris les conditions de permis. La CCSN étudiera la structure des permis et des documents de référence pour simplifier et faciliter le travail du Service juridique. Cette tâche sera complétée en répondant aux recommandations C-OL-2, J-OL-1, J-OL-2 et J-PSA-1.

C-OL-4 : La CCSN devrait adopter une norme qui permet de tester la clarté de la terminologie réglementaire qu'un opérateur de salle de commande dans une centrale nucléaire et qu'un inspecteur doivent être en mesure de lire dans un document et convenir des exigences qu'il contient, des moyens d'y arriver ou des détails du « comment » et du « quand ».

Réponse de la direction de la CCSN
On s'appuiera notamment sur les recommandations C-OL-1 et C-OL-2 pour donner suite à cette recommandation. De plus, la CCSN inclura une étape de validation dans le processus d'examen des principaux documents d'application de la réglementation pour s'assurer que les inspecteurs de la CCSN et les travailleurs d'EACL partagent la même compréhension des conditions de permis ainsi que des attentes et des processus réglementaires.

C-OL-5 : La CCSN devrait obtenir l'autorisation d'embaucher son propre personnel juridique. Elle devrait utiliser plus efficacement ses services juridiques pour examiner les principaux documents d'application de la réglementation afin de s'assurer qu'ils sont clairs et applicables.

Réponse de la direction de la CCSN
Terminé. La CCSN compte un Service juridique indépendant depuis le 16 mai 2008.

Observation (2) - Permis d'exploitation (OL) - Documents de référence

Au moment où l'équipe Talisman effectuait son examen, le permis d'exploitation faisait référence à une autorisation d'installation et à un RFAS désuets. EACL a présenté les dernières versions du RFAS, mais la CCSN ne les a pas approuvées. La CCSN n'est pas tenue de terminer son examen du RFAS ou de l'autorisation d'installation avant de recommander la délivrance d'un nouveau permis d'exploitation. Le personnel de la CCSN n'a pas examiné en temps opportun le RFAS actuel du NRU.

Recommandations

J-OL-1 : La CCSN et EACL devraient approuver l'autorisation d'installation et le RFAS à jour et les incorporer dès que possible dans le permis d'exploitation.

Réponse de la direction de la CCSN
La CCSN et EACL coordonneront l'examen et l'approbation de l'autorisation d'installation et le RFAS et les incorporeront dans le permis d'exploitation. En accord avec la réponse à la recommandation C-OL-2, la CCSN collaborera avec EACL afin d'en venir à une entente sur le calendrier pour compléter les révisions, les examens et les approbations des documents de référence. Le plan et le calendrier d'achèvement des travaux seront prêts pour le 30 septembre 2008.

Réponse de la direction de l'EACL
EACL collaborera avec le personnel de la CCSN pour qu'une autorisation d'installation du réacteur NRU, corroborée par un rapport d'analyse de la sûreté acceptable, soit rapidement incorporée au permis (voir la recommandation globale 13).

J-OL-2 : EACL devrait mettre à jour, et la CCSN devrait approuver rapidement, et incorporer dans le permis d'exploitation, une autorisation d'installation à jour, y compris les CLE nécessaires pour tout ouvrage, système ou composant nouveau devant être ajouté à un nouveau permis d'exploitation ou à une nouvelle modification de permis.

Réponse de la direction de la CCSN
La CCSN et EACL coordonneront l'examen et l'approbation de toutes les modifications futures à l'égard des installations nucléaires et des CLE mises à jour de l'autorisation d'installation, et les incorporeront dans le permis d'exploitation.

Réponse de la direction de l'EACL
En vue des modifications ultérieures aux installations nucléaires (nouveaux systèmes, structures ou composantes), EACL veillera à ce que les conditions limites d'exploitation, nouvelles ou modifiées, soient rapidement incluses dans l'autorisation d'installation correspondante (selon le besoin) et que celle-ci soit soumise sans délai à l'approbation de la CCSN avant son inclusion dans un permis révisé (voir la recommandation globale 13).

¹ Le permis d'exploitation actuel d'EACL englobe 14 installations différentes aux LCR et, par conséquent, il compte beaucoup de documents de référence. Pour faciliter les discussions, le terme permis d'exploitation du NRU comprend les parties du permis d'exploitation actuel d'EACL qui réglementent les activités du réacteur NRU.

² Les recommandations sont numérotées comme suit : X - XX - # : la première lettre désigne à qui la recommandation est destinée : J signifie que les recommandations s'adressent à EACL et à la CCSN; A vise EACL, et C correspond à la CCSN. La deuxième série de lettres indique sur quel processus ou quelle fonction porte la recommandation (p. ex. PM est pour gestion de projet). Le dernier chiffre sert uniquement à identifier les recommandations dans chaque catégorie.