Page Web archivée - RD–308 : Analyse déterministe de sûreté pour les petits réacteurs

Préface

Ce document d’application de la réglementation énonce les exigences de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) en ce qui concerne l’analyse déterministe de sûreté pour les petits réacteurs conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Les critères réglementaires à respecter pour la préparation et la présentation de l’analyse déterministe de sûreté d’un petit réacteur y sont identifiés. Par petit réacteur, on entend toute installation nucléaire utilisée pour la recherche, la production d’isotopes, la production de vapeur, la production d’électricité à petite échelle et d’autres usages qui ne sont pas destinés à la production commerciale d’électricité à grande échelle. Les réacteurs dont la puissance thermique est inférieure à 200 MW sont généralement considérés comme de petits réacteurs.

Ce document est basé sur une méthode moderne de classification des accidents qui tient compte de tout l’éventail des incidents possibles, notamment ceux qui ont les conséquences les plus graves pour la population.

Le document d’application de la réglementation permet d’utiliser une méthode graduelle pour déterminer la portée et l’ampleur de l’analyse déterministe de sûreté.

La CCSN demande aux titulaires de permis qui demandent un nouveau permis pour un petit réacteur de se servir immédiatement de ce document d’application de la réglementation pour tout projet de nouvelle construction. Pour ce qui est des petits réacteurs actuels, la CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis en tiennent progressivement compte pour tous les programmes pertinents lors de leurs demandes futures.

Aucun élément dans ce document ne doit être interprété par le titulaire de permis comme une autorisation de déroger aux exigences pertinentes. Il lui incombe de déterminer et de se conformer à tous les règlements et conditions de permis applicables.

Table des matières

1.0 Introduction

1.1 Objet

Ce document d’application de la réglementation établit les exigences de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) en ce qui concerne l’analyse déterministe de sûreté pour les petits réacteurs.

1.2 Portée

Par petit réacteur, on entend toute installation nucléaire utilisée pour la recherche, la production d’isotopes, la production de vapeur, la production d’électricité à petite échelle ou de tout usage qui n’est pas destiné à la production commerciale d'électricité à grande échelle. Les réacteurs dont la puissance thermique est inférieure à 200 MW sont généralement considérés comme de petits réacteurs.

Les critères techniques associés à l’analyse déterministe de sûreté et à sa réalisation comprennent la sélection des événements à analyser, les critères d’acceptation, les hypothèses et méthodes de l’analyse déterministe de sûreté, la documentation, l’examen et la mise à jour, et le contrôle de la qualité.

L’évaluation globale de la sûreté de la conception du réacteur nucléaire comprend l’analyse des risques, l’analyse déterministe de sûreté et des techniques d’étude probabiliste de sûreté. Ce document porte sur l’analyse déterministe de sûreté utilisée pour l’évaluation des conséquences d’un événement.

1.3 Dispositions législatives et réglementaires pertinentes

Les dispositions de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et des règlements qui s’appliquent au présent document d’application de la réglementation englobent les éléments suivants :

• Selon l’alinéa 3(1)i) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, la demande de permis doit comprendre « une description et les résultats des épreuves, analyses ou calculs effectués pour corroborer les renseignements compris dans la demande ».
• Selon l’alinéa 5f) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie I doit comprendre « un rapport préliminaire d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de l’installation nucléaire est adéquate ».
• Selon l’alinéa 5i) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie I doit comprendre des renseignements sur « les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir la construction, l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets ».
• Selon l’alinéa 6c) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I doit comprendre « un rapport final d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de l’installation nucléaire est adéquate ».
• Selon l’alinéa 6h) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I doit comprendre des renseignements sur « les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets ».
• Selon l’alinéa 7f) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis pour déclasser une installation nucléaire de catégorie I doit comprendre des renseignements sur « les effets que les travaux de déclassement peuvent avoir sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets ».
• Le paragraphe 13(1) du Règlement sur la radioprotection réglemente les limites de doses efficaces auxquelles sont soumis les travailleurs du secteur nucléaire et les personnes n’y travaillant pas, y compris les membres du public.

1.4 Normes nationales et internationales

Le présent document d’application de la réglementation est conforme à la philosophie et au contenu technique des normes et codes internationaux. Il se fonde notamment en partie sur les publications nationales et internationales suivantes :

• Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaire. Publication CSA-N286.7-99 de l’Association canadienne de normalisation, 1999.
• Safety Analysis for Research Reactors. Collection Rapports de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) no 55, 2008.
• Safety of Research Reactors. Collection Normes de sûreté de l’AIEA no NS-R-4, 2005.

2.0 Méthode graduelle

La méthode graduelle est une méthode selon laquelle la rigueur des mesures de conception et des analyses appliquées correspond au niveau de risque que présente le réacteur.

L’ampleur des analyses et l’importance des incertitudes admises dans les analyses de sûreté devront démontrer que les objectifs de l’analyse de sûreté et le respect des exigences figurant dans ce document ont été respectés.

Les demandeurs ou titulaires de permis peuvent se servir de la méthode graduelle décrite dans la norme de sûreté NS-R-4 de l’AIEA, intitulée Safety of Research Reactors.

2.1 Application de la méthode graduelle à l’analyse de sûreté

La portée, le contenu et les détails de l’analyse de sûreté pour les petits réacteurs peuvent différer de celle prévue pour les réacteurs de puissance. Des scénarios d’accidents différents peuvent s’appliquer et certains d’entre eux n’exigent qu’une analyse de sûreté restreinte. L’utilisation de la méthode graduelle à l’analyse de sûreté correspondra au niveau de risque que présente le réacteur nucléaire.

Lorsqu’une méthode graduelle est utilisée, il faut prendre en compte les facteurs suivants :

• la puissance du réacteur
• les caractéristiques du réacteur en termes de sûreté
• la quantité et l’enrichissement des matières fissiles et fissibles
• la conception du combustible
• le type et le poids du modérateur, du réflecteur et du fluide caloporteur
• la façon dont le réacteur est utilisé
• la présence de sources à haute énergie et d’autres sources radioactives et dangereuses
• les caractéristiques de la conception en termes de sûreté
• le terme source
• le choix de l’emplacement
• la proximité de zones habitées

3.0 Analyse de sûreté

L’évaluation globale de la conception du réacteur comprend l’analyse des risques, l’analyse déterministe de sûreté et les techniques d’étude probabiliste de sûreté.

Ces analyses identifient toutes les sources de rayonnement afin d’évaluer les doses potentielles de rayonnement reçues par les travailleurs du réacteur et par le public, ainsi que les effets possibles sur l’environnement.

Ces analyses confirment que la conception est apte à répondre aux exigences de sûreté, aux critères d’acceptation des doses et aux objectifs de sûreté. Elles contribuent également à démontrer que le réacteur procure une défense en profondeur.

Les analyses de sûreté devront :

• confirmer les hypothèses et les intentions de conception pour l’exploitation normale du réacteur afin d’en établir les limites et conditions d’exploitation (LCE), et d’aider à établir et à valider les procédures et les directives de gestion des accidents;
• caractériser les événements appropriés à l’emplacement et à la conception du réacteur, tel que décrit à la section 4.2;
• analyser et évaluer le déroulement d’événements ayant entraîné la défaillance des ouvrages, systèmes et composants (OSC);
• comparer les résultats des analyses de sûreté avec les limites de conception et les critères d’acceptation des doses;
• établir et confirmer le dimensionnement;
• démontrer que les incidents de fonctionnement prévus (IFP), les accidents de dimensionnement (AD) et, dans la mesure du possible, les accidents hors dimensionnement (AHD) peuvent être maîtrisés par l’activation automatique des systèmes de sûreté combinée aux procédures d’exploitation.

3.1 Objectifs de l’analyse déterministe de sûreté

Les objectifs de l’analyse déterministe de sûreté doivent :

• confirmer que la conception du réacteur respecte les exigences en matière de conception et de sûreté;
• définir ou confirmer que les LCE sont conformes aux exigences relatives à la conception et à la sûreté du réacteur;
• aider à établir et à valider les procédures et les directives de gestion des accidents;
• servir à démontrer que les objectifs en matière de sûreté, qui sont déterminés pour réduire les risques en matière de sûreté posés par le réacteur, sont atteints;
• confirmer que les modifications apportées à la conception ou à l’exploitation du réacteur n’ont aucun effet néfaste important au plan de la sûreté.

4.0 Exigences de l’analyse déterministe de sûreté

Les sections suivantes décrivent les exigences détaillées de l’analyse déterministe de sûreté qui doit être présentée à la CCSN.

4.1 Responsabilités

Il incombe au demandeur ou au titulaire de permis de s’assurer que l’analyse déterministe de sûreté répond aux exigences suivantes. Le titulaire de permis ou le demandeur doit entre autres :

• conserver les compétences adéquates pour réaliser une analyse déterministe de sûreté ou superviser avec compétence l’analyse déterministe de sûreté effectuée par des ressources externes;
• veiller à ce que l’évaluation et la mise à jour de l’analyse déterministe de sûreté suivent un processus formel qui tient compte de l’incidence des modifications de la conception, de l’expérience en exploitation, des résultats de recherche et des problématiques de sûreté connues;
• veiller à ce qu’un processus documenté d’assurance de la qualité soit utilisé lors de la réalisation de l’analyse déterministe de sûreté.

4.2 Événements à analyser

4.2.1 Identification des événements

Le titulaire de permis ou le demandeur doit identifier, à l’aide d’un processus systématique, les événements déclencheurs hypothétiques (y compris les événements de criticité), les séquences et les combinaisons d’événements (ci-après « événements ») qui risquent de compromettre la sûreté du réacteur. Ce processus doit tenir compte des lignes directrices et des exigences réglementaires, des antécédents liés à des demandes de permis, de l’expérience en exploitation, du jugement technique, des résultats des analyses déterministes de sûreté, des études probabilistes de sûreté (EPS) et d’autres examens systématiques de la conception.

L’identification des événements doit tenir compte :

• de toutes les configurations d’exploitation, par exemple au démarrage, en régime de production d’énergie, lors d’un arrêt, au cours de l’entretien, lors d’essais ou de surveillance et de rechargement du combustible;
• des configurations et de la façon dont on utilise le réacteur;
• des interactions entre le réacteur et tout dispositif expérimental, y compris :
1. les procédures administratives;
2. les contrôles;
3. les dispositions liées aux dispositifs expérimentaux.

La liste des événements déterminés doit être examinée par souci d’exhaustivité durant les processus de conception et d’analyse déterministe de sûreté. Après la construction d’un nouveau réacteur, la liste des événements devra être vérifiée par rapport à l’état de l’installation « telle que construite ». Les modifications subséquentes de la conception ou des concepts expérimentaux doivent également être examinées et la liste des événements identifiés doit être modifiée par la suite, au besoin.

4.2.2 Portée des événements analysés

La liste des événements à élaborer pour l’analyse déterministe de sûreté doit comprendre :

• les défaillances ou mauvais fonctionnements des OSC;
• les erreurs commises par les opérateurs;
• les défaillances ayant une cause commune produites par des événements internes ou externes.

Une fréquence limite devra être choisie pour que les événements dont la fréquence d’apparition est inférieure à cette limite ne contribuent que de manière négligeable au risque. Les événements présentant une fréquence inférieure à la limite ne sont pas considérés comme plausibles. L’élimination de ces événements de la portée de l’analyse déterministe de sûreté doit être justifiée et les raisons qui motivent cette décision doivent être documentées.

4.2.3 Classification des événements

À la lumière des résultats des études probabilistes et du jugement technique, les événements identifiés seront classés dans l’une des trois catégories suivantes :

• Les incidents de fonctionnement prévus (IFP), qui comprennent tous les événements dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-2 par année de réacteur.
• Les accidents de dimensionnement (AD), qui comprennent les événements dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-5 par année de réacteur, mais inférieure à 10^-2. Cette catégorie d’événements comprend également tout événement utilisé pour le dimensionnement d’un système de sûreté, peu importe si la fréquence estimée est ou non inférieure à 10^-5 par année de réacteur.
• Les accidents hors dimensionnement (AHD), qui comprennent les événements dont la fréquence est inférieure à 10^-5 par année de réacteur.

Les événements dont la fréquence se situe près de la limite entre deux catégories, ou dont l’incertitude de fréquence prévue est importante, seront classés dans la catégorie de fréquence supérieure.

Les événements plausibles ayant une cause commune doivent également être classés dans les catégories IFP, AD et AHD.

4.3 Critères d’acceptation

4.3.1 Exploitation normale

L’analyse de sûreté lors de l’exploitation normale d’un réacteur doit permettre de démontrer que :

• les doses de rayonnement reçues par les travailleurs et les membres du public se situent à l’intérieur des limites énoncées dans le Règlement sur la radioprotection;
• les rejets de matières radioactives dans l’environnement se situent à l’intérieur des limites réglementaires.

4.3.2 Incidents de fonctionnement prévus et accidents de dimensionnement

L’analyse de sûreté des IFP et des AD doit permettre de démontrer que :

• les doses de rayonnement reçues par les membres du public ne dépassent pas les critères d’acceptation des doses prévus dans le document RD-367, Conception de petits réacteurs;
• les exigences de sûreté applicables établies conformément à la section 4.3.4 sont respectées, à moins d’indication contraire.

4.3.3 Accidents hors dimensionnement

L’analyse de sûreté des AHD doit permettre de démontrer que :

• le réacteur, tel que conçu, atteint les objectifs de sûreté établis dans le document RD-367;
• le programme de gestion des accidents servira à atténuer, dans la mesure du possible, les conséquences des AHD.

Lors de l’évaluation du réacteur en fonction des objectifs de sûreté, il est à noter que l’analyse déterministe de sûreté vient appuyer l’étude probabiliste de sûreté.

4.3.4 Application des exigences de sûreté pour les IFP et les AD

Afin de confirmer que les systèmes du réacteur permettent de bien maintenir l’intégrité des barrières physiques en cas de rejets de matières radioactives, des critères d’acceptation qualitatifs doivent être définis pour les IFP et les AD. Ces critères d’acceptation qualitatifs doivent :

• éliminer le risque de défaillances consécutif à un événement déclencheur;
• garder les ouvrages, systèmes et composants dans un état qui favorise l’évacuation efficace de la chaleur résiduelle;
• empêcher l’apparition de configurations complexes ou de phénomènes physiques qui ne peuvent être modélisés avec un niveau de confiance élevé;
• être conformes aux exigences de conception des OSC du réacteur.

Pour démontrer que les exigences de conception sont respectées, des critères d’acceptation pour les IFP et les AD doivent être définis par le demandeur ou le titulaire de permis avant d’effectuer l’analyse déterministe de sûreté. Ces critères d’acceptation doivent faire en sorte que les fonctions de sûreté sont atteintes, justifiées et appuyées par des éléments probants suffisants.

Des exemples de critères d’acceptation pour les IFP et les AD sont présentés à l’annexe A. Les conditions de permis peuvent contenir d’autres exigences pour refléter les événements découlant d’une conception ou d’expériences exceptionnelles propres au réacteur.

Les résultats de l’analyse déterministe de sûreté doivent respecter les critères d’acceptation avec des marges suffisantes tenant compte des incertitudes associées à l’analyse déterministe de sûreté.

L’analyse déterministe de sûreté doit comprendre l’événement que l’on considère comme posant le plus de difficultés sur le plan du respect des critères d’acceptation (c.-à-d. l’événement le plus limitatif d’une catégorie d’événements).

4.4 Hypothèses et méthodes de l’analyse déterministe de sûreté

Il doit être démontré dans l’analyse déterministe de sûreté que les critères d’acceptation seront atteints. Pour y parvenir, l’analyse déterministe de sûreté doit :

• être réalisée conformément à un processus d’AQ qui répond aux exigences énoncées à la section 4.7;
• être réalisée par des analystes qualifiés;
• comporter une méthode systématique;
• comporter des modèles et des programmes informatiques attestés et validés;
• comporter des hypothèses justifiées;
• tenir compte des incertitudes dans les modèles et les données;
• comporter une marge de prudence qui reflète le niveau de connaissances liées à la simulation de l’événement;
• être assujettie à un processus de révision.

4.4.1 Méthode d’analyse déterministe de sûreté

La méthode d’analyse déterministe de sûreté doit comprendre les activités suivantes :

• identifier les scénarios à analyser pour en atteindre les objectifs, dont des analyses de sensibilité;
• identifier les critères d’acceptation et les limites applicables;
• recueillir les données qui décrivent le réacteur analysé et ses modes d’exploitation permis;
• définir les hypothèses concernant l’état opérationnel, la disponibilité et le rendement des systèmes du réacteur et les interventions des opérateurs;
• cerner les phénomènes importants de l’événement analysé;
• choisir les méthodes de calcul ou les programmes informatiques, les modèles et les corrélations qui ont été validés pour les applications voulues;
• tenir compte de certaines incertitudes liées au rendement des systèmes, aux mesures opérationnelles et à la modélisation du réacteur et des accidents;
• préparer les données d’entrée;
• effectuer des calculs, dont des analyses de sensibilité, afin de prévoir les transitoires, depuis l’état initial en régime permanent jusqu’à l’état final prédéfini;
• vérifier si les résultats des calculs sont cohérents sur le plan de la physique et de la logique;
• traiter et documenter les résultats des calculs pour démontrer la conformité aux critères d’acceptation et aux limites.

4.4.2 Hypothèses de l’analyse déterministe de sûreté

L’analyse déterministe de sûreté doit être fondée sur des renseignements précis et complets concernant la conception et, dans la mesure du possible, l’exploitation du réacteur. Les hypothèses énoncées pour simplifier l’analyse déterministe de sûreté, ainsi que celles concernant la disponibilité et le rendement des systèmes et des opérateurs, doivent être identifiées et justifiées.

L’analyse déterministe de sûreté des IFP et des AD doit :

• comporter des marges suffisantes dans les hypothèses pour compenser les incertitudes associées au rendement des systèmes, aux mesures opérationnelles et à la modélisation du réacteur et des accidents;
• appliquer le critère de défaillance simple à tous les systèmes de sûreté et leurs systèmes de soutien;
• utiliser le rendement minimum admissible (établi dans les LCE) pour les systèmes de sûreté et leurs systèmes de soutien;
• tenir compte des défaillances subséquentes qui peuvent survenir suite à l’événement déclencheur;
• reconnaître les interventions des systèmes seulement lorsque les systèmes sont adéquats sur le plan environnemental pour les conditions d’accident ou lorsque leurs interventions peuvent avoir un effet néfaste sur les conséquences de l’accident analysé;
• tenir compte des effets du vieillissement sur les OSC;
• tenir compte de la possibilité de mettre l’équipement hors service en vue de l’entretien;
• reconnaître les interventions de l’opérateur seulement :
1. lorsqu’il y a des indications non ambigües de la nécessité de prendre de telles interventions;
2. lorsqu'il y a des procédures adéquates et une formation suffisante de l’opérateur pour de telles interventions;
3. lorsqu’il y a suffisamment de temps pour effectuer les interventions créditées;
4. lorsque les conditions environnementales n’interdisent pas de telles interventions.

4.4.3 Programmes informatiques

Les programmes informatiques utilisés dans l’analyse déterministe de sûreté doivent être conçus, validés et utilisés conformément à un programme d’assurance de la qualité qui respecte ou dépasse les exigences de la norme CSA-N286.7-99 de l’Association canadienne de normalisation. Le guide d’application de la réglementation G-149 de la CCSN, intitulé Les programmes informatiques utilisés lors de la conception et des analyses de sûreté des centrales nucléaires et des réacteurs de recherche , fournit des indications sur les attentes relatives aux programmes informatiques.

4.4.4 Conservatisme dans l’analyse déterministe de sûreté

L’analyse déterministe de sûreté doit comporter un conservatisme suffisant pour compenser toute incertitude associée aux conditions limites et initiales, à la modélisation du comportement du réacteur pour l’événement analysé, et aux biais et incertitudes des programmes de simulation. Le conservatisme doit dépendre de la catégorie d’événement et doit refléter les objectifs de l’analyse déterministe de sûreté.

4.5 Documentation de l’analyse déterministe de sûreté

La documentation relative à l’analyse déterministe de sûreté doit être complète et suffisamment détaillée pour qu’une vérification indépendante puisse être effectuée. Elle doit comprendre :

• les objectifs de l’analyse déterministe de sûreté;
• les fondements techniques de chaque événement, et les phénomènes et procédés les plus importants;
• une description de l’événement analysé;
• une description des préoccupations liées à la sûreté, des risques pour la sûreté, et des critères, exigences et limites numériques applicables en ce qui concerne la sûreté;
• l’identification des principaux phénomènes se produisant durant l’événement analysé pour chaque préoccupation liée à la sûreté;
• la démonstration de l’applicabilité des programmes informatiques, comprenant des preuves de leur validation par des expériences avec des prototypes et l’évaluation de l’exactitude des programmes;
• la démonstration que les hypothèses de l’analyse correspondent aux limites d’exploitation du réacteur;
• les résultats des analyses de sensibilité et d’incertitude;
• les données et renseignements à fournir aux autres programmes du réacteur;
• un résumé des résultats et conclusions importants en ce qui concerne l’acceptabilité.

4.6 Examen et mise à jour de l’analyse déterministe de sûreté

4.6.1 Examen des résultats de l’analyse déterministe de sûreté

Le titulaire de permis ou le demandeur doit examiner systématiquement les résultats de l’analyse déterministe de sûreté afin de s’assurer qu’ils sont corrects et qu’ils respectent les objectifs initiaux. Les résultats doivent être évalués en les comparant avec les exigences pertinentes de la CCSN, les données expérimentales applicables et le jugement d’experts, ainsi qu’avec des analyses de sensibilité et des calculs semblables.

Le titulaire de permis ou le demandeur doit examiner les résultats de l’analyse déterministe de sûreté à l’aide d’une ou de plusieurs des techniques suivantes, selon les objectifs déterminés :

• examen par la direction;
• examen par les pairs;
• examen indépendant réalisé par des personnes qualifiées;
• calculs indépendants à l’aide d’autres outils et méthodes dans la mesure du possible.

4.6.2 Mise à jour de l’analyse déterministe de sûreté

L’analyse déterministe de sûreté sera périodiquement révisée et mise à jour pour tenir compte des changements de configuration et de conditions du réacteur (incluant ceux liés au vieillissement), des paramètres et procédures d’exploitation, des résultats de nouvelles recherches et des progrès au chapitre des connaissances.

En plus des mises à jour périodiques, l’analyse déterministe de sûreté sera actualisée en cas de modifications importantes de la conception ou de réfections majeures. Une mise à jour sera aussi nécessaire si l’on découvre des informations pouvant entraîner des risques de nature différente, dont la probabilité est plus élevée ou dont l’ampleur est plus grande que ce qui avait été antérieurement présenté à la CCSN dans les documents relatifs aux permis. De telles informations comprennent :

• des changements attribuables aux résultats de nouvelles recherches;
• l’apparition d’un événement qui n’avait pas été pris en compte dans l’analyse déterministe de sûreté.

4.7 Qualité de l’analyse déterministe de sûreté

L’analyse déterministe de sûreté doit être assujettie à un programme complet d’AQ appliqué à toutes les activités ayant une incidence sur la qualité des résultats. Le programme d’AQ doit permettre d’identifier les normes d’assurance de la qualité qui s’imposent et doit inclure les procédures et instructions documentées pour le processus complet d’analyse déterministe de sûreté, y compris, sans toutefois s’y limiter :

• la collecte et la vérification des données du réacteur;
• la vérification des données d’entrée informatisées;
• la validation des programmes informatiques utilisés dans l’analyse déterministe de sûreté;
• l’évaluation des résultats des simulations;
• la documentation des résultats de l’analyse déterministe de sûreté.

Annexe A : Exemples de critères d’acceptation

Le tableau A.1 présente des exemples de critères d’acceptation pour les incidents de fonctionnement prévus (IFP) et le tableau A.2 pour les accidents de dimensionnement (AD). Les exceptions justifiées aux critères seront prises en considération pourvu qu’un niveau de sûreté équivalent soit assuré et démontré.

Tableau A.1 : Critères d’acceptation pour les IFP

No	Critères d’acceptation	Remarques
1	Ne dépend pas des systèmes de sûreté dans la mesure du possible
2	Dégradation sans conséquences de l’état du combustible	La dégradation de l’état du combustible signifie que celui-ci ne peut plus être utilisé de façon continue après avoir été soumis aux conditions prévues.
3	Dégradation sans conséquences des OSC	Tous les OSC demeurent aptes au service.

Tableau A.2 : Critères d’acceptation pour les AD

No	Critères d’acceptation	Remarques
1	Ne dépend pas des systèmes de commande.	Lorsque les systèmes de commande peuvent aggraver l’événement, il convient de l’inclure dans l’analyse.
2	La configuration du combustible permet d’évacuer la chaleur résiduelle.
3	Aucune dégradation additionnelle du combustible après que le système de refroidissement à long terme ait repris son mode de refroidissement adéquat.
4	Aucune défaillance du combustible causée par l’ajout trop rapide d’énergie
5	Défaillance sans conséquences des fonctions des systèmes de sûreté
6	Pas de conséquences sur l’intégrité du circuit primaire de refroidissement
7	La pression dans l’enceinte de confinement demeure dans sa plage nominale.
8	Explosion ou déflagration d’hydrogène sans conséquences sur les systèmes du réacteur
9	Le réacteur demeure sous-critique après sa mise à l’arrêt.
10	Le combustible se trouvant hors du cœur du réacteur demeure sous-critique.
11	Le refroidissement du combustible irradié est maintenu.

Glossaire

Accident

Événement inattendu, y compris les erreurs d’exploitation, les défaillances de l’équipement ou autres incidents dont les conséquences réelles ou potentielles ne sont pas négligeables du point de vue de la protection ou de la sûreté.

Accident de dimensionnement

Conditions d’accident par rapport auxquelles est conçue l’installation du réacteur, conformément aux critères d’acceptation établis, et pour lesquelles les dommages causés au combustible et les rejets de matières radioactives sont maintenus dans les limites autorisées.

Accident hors dimensionnement

Conditions d’accident moins fréquentes, mais plus graves que celles associées à un accident de dimensionnement. Un accident hors dimensionnement peut entraîner ou non la détérioration du cœur du réacteur.

Analyse de sensibilité

Examen quantitatif de la variabilité du comportement d’un système, habituellement exprimé en unités des paramètres principaux.

Analyse déterministe de sûreté

Analyse des comportements du réacteur à la suite d’un événement, effectuée à l’aide de règles et d’hypothèses prédéterminées (p. ex., celles concernant l’état initial de l’installation, la disponibilité et le rendement des systèmes et les mesures prises par l’opérateur). Les analyses déterministes de sûreté peuvent être réalisées avec la méthode prudente ou la méthode de la meilleure estimation.

Analyse d’incertitude

Processus de détermination et de caractérisation des sources d’incertitude dans l’analyse de sûreté, d’évaluation de leur impact sur les résultats de l’analyse, et d’élaboration, dans la mesure du possible, de mesures quantitatives de cet impact.

Catégorie d’événement

Groupe d’événements qui ont en commun une cause identique ou semblable, et par la similitude des phénomènes les régissant.

Confinement

Méthode ou structure physique conçue pour empêcher le rejet de substances radioactives.

Conservatisme

Utilisation d’hypothèses fondées sur l’expérience ou des données indirectes, sur un phénomène ou un comportement d’un système à la limite ou proche de la limite prévue, qui permettent d’augmenter les marges de sûreté ou de prédire des conséquences plus graves que si des hypothèses fondées sur la meilleure estimation avaient été utilisées.

Crédité

Présomption du fonctionnement correct d’un ouvrage, d’un système ou d’un composant ou d’une intervention appropriée de l’opérateur, dans le cadre d’une analyse.

Critères d’acceptation

Limites spécifiées sur la valeur d’un indicateur fonctionnel ou conditionnel utilisé pour évaluer la capacité d’un ouvrage, d’un système ou d’un composant à répondre aux exigences de conception et de sûreté.

Critères d’acceptation des doses

Limite imposée aux doses de rayonnement afin de protéger le public de tout préjudice causé par le rejet de matières radioactives lors d’incidents de fonctionnement prévus et d’accidents de référence.

Critère de défaillance unique

Critère utilisé pour déterminer si un système peut fonctionner en cas de défaillance unique.

Défaillance d’origine commune

Défaillance simultanée de deux ou plusieurs ouvrages, systèmes ou composants attribuables à un événement ou à une cause spécifique tel qu’un phénomène naturel (séismes, tornades, inondations, etc.), une défaillance de conception, des défauts de fabrication, des erreurs opérationnelles et d’entretien, des événements destructeurs d’origine humaine et autres.

Défaillance unique

Défaillance résultant de la perte de capacité d’un système ou d’un composant l’empêchant d’exécuter sa ou ses fonctions de sûreté prévues et toute défaillance résultant de cette défaillance unique.

Dimensionnement

La gamme des conditions et des événements pris en compte dans la conception des structures, systèmes et composants d’une installation nucléaire, conformément aux critères établis, de sorte que celle-ci puisse leur résister sans dépasser les limites autorisées en ce qui a trait au fonctionnement prévu des systèmes de sûreté. Le dimensionnement comprend la description de la conception, les manuels de conception, les dessins de conception et le rapport d’analyse de sûreté.

Enceinte de confinement

Enveloppe, sans ouverture ou pénétrations, qui empêche le rejet de matières radioactives à l’extérieur de l’espace clos.

Étude probabiliste de sûreté

Évaluation exhaustive et intégrée de la sûreté du réacteur. L’évaluation de sûreté tient compte de la probabilité, de la progression et des conséquences des défaillances de l’équipement ou de conditions transitoires pour calculer des estimations numériques qui fournissent une mesure uniforme de la sûreté du réacteur, de la façon suivante :

• une EPS de niveau 1 identifie et quantifie les séquences d'événements pouvant entraîner la perte d’intégrité structurale du cœur et la défaillance généralisée du combustible;
• une EPS de niveau 2 s’appuie sur les résultats de l’EPS de niveau 1 pour analyser le confinement, évaluer les radionucléides libérés par le combustible défectueux et quantifier les rejets dans l'environnement;
• une EPS de niveau 3 s’appuie sur les résultats de l'EPS de niveau 2 pour analyser la répartition des radionucléides dans l’environnement et évaluer les répercussions sur la santé du public.

Événement déclencheur hypothétique

Événement identifié dans la conception et entraînant soit un incident de fonctionnement prévu, soit d’autres conditions d’accident. Il en découle que l’EDH n’est pas nécessairement un accident en soi, mais plutôt le déclencheur d’une séquence susceptible de déclencher un incident de fonctionnement, un accident de dimensionnement ou un accident hors dimensionnement, selon les défaillances supplémentaires qui surviennent.

Examen systématique

Examen faisant appel à des méthodes déterminées et appropriées pour identifier, évaluer et résumer les études abordant une question précise.

Exploitation normale

Exploitation d’un réacteur selon des limites et des conditions d’exploitation définies, y compris le démarrage, l’exploitation en puissance, la mise à l’arrêt, l’entretien, les essais et le rechargement de combustible.

Facteurs humains

Facteurs qui ont une incidence sur le rendement du personnel au chapitre de la sûreté du réacteur, y compris les activités durant les phases de conception, de construction, de mise en service, d’exploitation, d’entretien et de déclassement.

Incident de fonctionnement prévu

Processus opérationnel qui s’écarte de l’exploitation normale et qui devrait survenir à tout le moins une fois au cours du cycle de vie utile du réacteur, mais qui ne cause pas, selon les dispositions de conception appropriées, de dommages significatifs aux composants importants pour la sûreté ou qui ne se transforme pas en accident.

Installation de réacteur

Tout réacteur de fission tel que décrit dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, y compris les ouvrages, systèmes et composants :

• nécessaires pour arrêter le réacteur et assurer son maintien dans un état d’arrêt sûr,
• pouvant contenir des matières radioactives et qui ne peuvent être isolées de façon fiable;
• dont la défaillance peut entraîner un accident limitatif pour le réacteur;
• qui sont fermement intégrés dans l’exploitation de l’installation nucléaire;
• qui sont nécessaires pour maintenir la sécurité et les garanties.

Installation nucléaire de catégorie I

Une installation nucléaire de catégorie I désigne une installation nucléaire de catégorie IA ou IB, conformément à la définition donnée dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Limites et conditions d’exploitation

Ensemble de règles établissant les limites ou conditions des paramètres qui permettent à l’équipement de fonctionner pour que le personnel de l’exploitation soit en sécurité. Cet ensemble de limites et conditions d’exploitation est surveillé par l’exploitant ou en son nom, et peut être contrôlé par l’opérateur.

Matière fissible

Matière pouvant subir une fission nucléaire.

Matière fissile

Matière pouvant subir une réaction en chaîne de fission nucléaire.

Meilleure estimation

Estimation impartiale obtenue par l’utilisation d’un modèle mathématique, d’une méthode de calcul ou de données pour prédire, de façon réaliste, le rendement et les paramètres importants.

Méthode graduelle

Méthode selon laquelle la rigueur des mesures de conception et des analyses appliquées correspond au niveau de risque posé par le réacteur.

Mise en service

Processus consistant en une série d’activités visant à démontrer que les ouvrages, systèmes et composants installés fonctionnent conformément aux devis et aux attentes de conception avant leur mise en service.

Objectif de sûreté

Objectif destiné à protéger le personnel de l’installation, le public et l’environnement de tout préjudice en établissant et en maintenant des systèmes efficaces de défense contre les risques radiologiques.

Ouvrages, systèmes et composants

Terme général englobant tous les éléments (aspects) d’une installation ou d’une activité qui favorisent la protection et la sûreté, à l’exclusion des facteurs humains.

Les ouvrages sont des éléments passifs : bâtiments, cuves, boucliers, etc. Un système comprend plusieurs composants assemblés de manière à servir à une fonction (active) spécifique. Un composant est un élément distinct d’un système, par exemple des câbles, des transistors, des circuits intégrés, des moteurs, des relais, des solénoïdes, des conduites, des raccords, des pompes, des réservoirs et des vannes.

Petit réacteur

Réacteur présentant une puissance inférieure à environ 200 mégawatts thermiques (MW_t) et utilisé pour la recherche, la production d’isotopes, la production de vapeur, la production d’électricité ou d’autres usages.

Système de sûreté

Système qui permet l’arrêt sûr du réacteur ou l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou qui atténue les conséquences des incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement.

Terme source

Quantité et composition isotopique des matériaux rejetés (ou dont le rejet est supposé) d’une installation.

Renseignements supplémentaires

Les documents suivants contiennent des renseignements supplémentaires pour les personnes intéressées par l’analyse déterministe de sûreté pour les petits réacteurs :

• Quality Assurance of Analytical, Scientific and Design Computer Programs for Nuclear Power Plants. Publication CSA-N286.7-99 de l’Association canadienne de normalisation, 2003.
• Safety Analysis for Research Reactors. Collection Rapports de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique n^o 55, 2008.
• Safety of Research Reactors. Collection Normes de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique n^o NS-R-4, 2005.
• RD-310, Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires (2008).
• RD-367, Conception de petits réacteurs (en cours d’élaboration).