REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d'une demande de permis : Permis d'exploitation d'une centrale nucléaire

1. Introduction

1.1 Objet

Ce guide de présentation d’une demande de permis précise les renseignements qui doivent être présentés à l’appui d’une demande de permis d’exploitation d’une centrale nucléaire. Il fournit des instructions, des directives et des orientations sur la façon de remplir une demande et de présenter les renseignements à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN).

En suivant l’information fournie par ce document, les demandeurs présenteront les renseignements appropriés pour démontrer qu’ils sont compétents et qu’ils ont pris des mesures appropriées et raisonnables pour pouvoir exercer l’activité à autoriser.

Le présent document n’est pas destiné aux demandes de modification de permis ou de révocation d’un permis d’exploitation.

1.2 Portée

Le présent document fournit des renseignements pour l’autorisation d’une centrale nucléaire. Il servira à évaluer les demandes de permis visant des nouvelles installations dotées de réacteurs ainsi que les demandes de renouvellement de permis pour les installations existantes. Une fois qu’un permis est délivré par la Commission, les renseignements présentés dans la demande de permis feront partie du fondement d’autorisation.

Un promoteur doit posséder un permis d’exploitation avant de pouvoir commencer à exploiter une installation nucléaire. L’exploitation initiale d’une installation nucléaire commence lorsque le combustible est chargé (c.-à-d. qu’aucun combustible ne peut être chargé avant la délivrance du permis d’exploitation par la CCSN).

Les titulaires de permis actuels auront déjà soumis la majeure partie de l’information requise dans le cadre de demandes de permis antérieures. Ils peuvent donc mettre en correspondance l’information avec le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (décrit dans le présent document) plutôt que soumettre de l’information existante à nouveau.

1.3 Législation pertinente

Voici les dispositions de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et de ses règlements qui s’appliquent au présent document :

• le paragraphe 24(4) de la LSRN stipule que : « La Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace une licence ou un permis ou n’en autorise le transfert que si elle est d’avis que l’auteur de la demande ou, s’il s’agit d’une demande d’autorisation de transfert, le cessionnaire, à la fois :
  (a) est compétent pour exercer les activités visées par la licence ou le permis;
  (b) prendra, dans le cadre de ces activités, les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes, pour protéger l’environnement, pour maintenir la sécurité nationale et pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées. »
• le paragraphe 24(5) de la LSRN stipule que : « Les licences et les permis peuvent être assortis des conditions que la Commission estime nécessaires à l’application de la présente loi, notamment le versement d’une garantie financière sous une forme que la Commission juge acceptable. »
• les alinéas a) et e) de l’article 26 de la LSRN stipulent que : « Sous réserve des règlements, il est interdit, sauf en conformité avec une licence ou un permis :
  (a) d’avoir en sa possession, de transférer, d’importer, d’exporter, d’utiliser ou d’abandonner des substances nucléaires, de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés;
  […]
  (e) de préparer l’emplacement d’une installation nucléaire, de la construire, de l’exploiter, de la modifier, de la déclasser ou de l’abandonner ».

Les articles pertinents des règlements pris en vertu de la LSRN sont inclus dans le présent document.

Le demandeur doit également se conformer à l’ensemble des lois et des règlements applicables à tous les ordres de gouvernement, en autant qu’ils ne soient pas en contradiction avec les dispositions de la LSRN et des règlements pris en vertu de celle-ci. Il est attendu que le demandeur avise le personnel de la CCSN des conflits éventuels et qu’il les résoudra au cas par cas en travaillant en collaboration avec d’autres organismes pour minimiser les exigences qui se chevauchent ou se contredisent. Les autres dispositions législatives applicables comprennent notamment le Code canadien du travail, la Loi de 1992 sur le transport des marchandises dangereuses et la Loi sur les pêches.

1.4 Coordonnées du représentant de la CCSN

Un représentant unique de la CCSN est chargé de travailler avec chaque titulaire ou demandeur de permis. Ce point de contact peut fournir au titulaire ou demandeur de permis des renseignements complémentaires ou des explications concernant l’information figurant dans le présent document.

Le demandeur devrait communiquer avec la CCSN au début du processus de demande de permis et demander le nom et les coordonnées du représentant chargé de sa demande de permis.

Pour communiquer avec la CCSN, consultez son site Web, à l’adresse suretenucleaire.gc.ca/fra/contact-us/index.

2. Fondement d’autorisation, processus d’autorisation et présentation d’une demande de permis

La présente section fournit de l’information sur le fondement d’autorisation et le processus d’autorisation ainsi que sur la façon présenter la demande de permis.

2.1 Fondement d'autorisation

Le fondement d’autorisation établit les conditions limites du rendement acceptable pour une installation nucléaire. Il établit les bases du programme de conformité de la CCSN, qui est conçu de façon à ce que le titulaire de permis continue à satisfaire aux exigences et mène les activités autorisées conformément au fondement d’autorisation. Le concept du fondement d’autorisation est expliqué dans le document d’information de la CCSN INFO-0795, Objectif et définition du « fondement d’autorisation » [1].

La CCSN examinera la demande et évaluera si les renseignements qui y sont contenus sont acceptables. Lorsqu’un permis a été délivré par la Commission, les renseignements décrivant les mesures de sûreté et de réglementation (présentés à l’appui de la demande de permis) feront partie du fondement d’autorisation.

2.2 Processus d'autorisation

Le document d’information de la CCSN INFO-0756, révision 1, Processus d’autorisation des nouvelles centrales nucléaires au Canada [2], clarifie le processus d’autorisation actuel dans le contexte de la LSRN.

Le processus d’autorisation commence lorsque le demandeur dépose une demande de permis. La demande de permis doit contenir suffisamment de renseignements pour satisfaire aux exigences réglementaires et pour démontrer que le demandeur est compétent pour exercer l’activité autorisée et que les mesures voulues ont été prises afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes et de protéger l’environnement.

Le demandeur devrait vérifier que la demande de permis comprend tous les renseignements demandés dans ce guide de présentation d’une demande de permis ainsi qu’une description complète du dossier de sûreté de l’installation. Remarque : Il est acceptable de fournir un renvoi à un document justificatif annexé à la demande de permis.

Pour les demandes de nouveau permis, le demandeur devrait remplir toutes les sections du présent guide de présentation d’une demande de permis et fournir des références (ou des mises à jour aux références) à tous les documents qu’il a déjà présentés dans les demandes de permis de préparation de l’emplacement ou de construction. La demande de nouveau permis devrait être présentée au moins 24 mois avant la date prévue pour le début de l’exploitation.

Pour le renouvellement d’un permis existant, le demandeur devrait fournir les renseignements décrits dans le présent guide de présentation d’une demande de permis et les résultats du plan intégré de mise en œuvre (PIMO) découlant d’un bilan périodique de la sûreté (BPS).

Un BPS est utilisé pour déterminer dans quelle mesure la centrale nucléaire se conforme aux exigences réglementaires applicables ainsi qu’aux codes, aux normes et aux pratiques modernes, et pour identifier les facteurs susceptibles d’en limiter l’exploitation sûre de façon continue. Lorsqu’il effectue un BPS, le titulaire de permis est tenu de réaliser des examens exhaustifs tenant compte de tous les aspects de la sûreté, afin d’effectuer une évaluation globale et d’élaborer un PIMO qui décrit les réparations, les remplacements et les modifications devant être réalisés par le titulaire de permis au cours de la prochaine période d’autorisation. Le PIMO préparé à l’appui du BPS devrait être mis en correspondance avec le cadre décrit dans le présent document et être inclus à titre de référence dans la demande.

La demande devrait être rédigée dans la langue officielle du demandeur. Lorsque les renseignements demandés dans les différentes sections présentent une certaine redondance, le demandeur est invité à faire des renvois à l’information détaillée figurant dans d’autres sections, au besoin.

La CCSN peut demander des renseignements supplémentaires au besoin si elle a besoin de précisions, même si la demande qui lui a été soumise satisfait de façon générale aux orientations du présent document. Les demandeurs devraient inclure suffisamment de renseignements détaillés pour permettre au processus de délivrance de permis de se dérouler de façon efficace.

Pour de plus amples renseignements sur la façon de réaliser un BPS, veuillez consulter le document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.3, Examens intégrés de la sûreté [3].

2.3 Présentation de la demande de permis

Le demandeur devrait vérifier que la demande est dûment remplie, datée et signée par la personne compétente et que tous les documents pertinents sont clairement indiqués et renvoient aux sections appropriées.

Le demandeur joindra son paiement à la demande de permis si elle est assujettie au Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Pour obtenir plus de détails, veuillez communiquer avec le Groupe consultatif sur le recouvrement des coûts de la CCSN au, 613-995-5894 ou sans frais, au 1-888-229-2672.

Le demandeur devrait présenter deux exemplaires, signés et datés, de la demande à la Commission :

• Secrétaire de la Commission
  Commission canadienne de sûreté nucléaire
  Case postale 1046, succursale B
  280, rue Slater
  Ottawa (Ontario) K1P 5S9

Conformément aux exigences de l’article 27 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le demandeur doit conserver dans ses archives une copie de la demande dûment remplie.

Il est vivement recommandé aux demandeurs de soumettre les documents sous forme électronique (par exemple sur un dispositif de mémoire sécurisé). Il convient de noter que les renseignements réglementés (tels que les détails sur le programme de sécurité) peuvent seulement être transmis par des moyens protégés comme une lettre envoyée par la poste ou des dispositifs de mémoire sécurisés et chiffrés. L’envoi de renseignements réglementés par courriel non chiffré est interdit. Des directives concernant la protection et la transmission de renseignements réglementés se trouvent dans le document d’application de la réglementation REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées [4].

Tous les renseignements fournis sont assujettis aux dispositions de la Loi sur l’accès à l’information et de la Loi sur la protection des renseignements personnels. Il incombe au demandeur d’identifier et de justifier tout contenu dont la divulgation n’est pas souhaitable.

3. Renseignements généraux sur le demandeur

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)a), b), c), k) et m) et articles 15 et 27
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3c), i) et j)

La demande de permis devrait comporter les renseignements généraux suivants.

3.1 Identification et information au sujet des personnes-ressources

N^o du permis en vigueur (en cas de renouvellement)
S’il s’agit d’une demande de renouvellement d’un permis existant, fournir le numéro du permis d’exploitation d’un réacteur de puissance en vigueur.

Nom du demandeur
Indiquer le nom de la personne ou de l’organisation qui présente la demande de permis. Indiquer le nom tel qu’il figure sur la preuve de statut légal, par exemple le document de preuve d’incorporation ou de propriété exclusive. Une personne peut seulement être nommée comme demandeur si elle est le propriétaire exclusif ou si elle est uniquement et entièrement responsable du permis.

Adresse du siège social
Le demandeur doit indiquer l’adresse complète de son siège social, y compris le nom de la rue, le numéro municipal, le numéro de route rurale (s’il y a lieu), la ville, la province ou le territoire, et le code postal. Un numéro de case postale ne constitue pas une adresse acceptable.

La Commission doit être avisée de tout changement apporté à ces renseignements dans les 15 jours suivant le changement.

Adresse postale
Indiquer l’adresse postale si elle diffère de l’adresse du siège social, y compris le nom complet de la rue, le numéro municipal, le numéro de route rurale, s’il y a lieu, la ville, la province ou le territoire et le code postal.

Si aucune adresse n’est indiquée, le permis délivré en réponse à la demande sera envoyé à l’adresse du siège social. Une case postale constitue une adresse acceptable.

La Commission doit être avisée de tout changement apporté à ces renseignements dans les 15 jours suivant le changement.

Noms de toutes les personnes autorisées à représenter le demandeur auprès de la CCSN
Fournir une liste des noms, des postes et des coordonnées de toutes les personnes autorisées par le demandeur à traiter directement avec la CCSN.

La Commission doit être avisée de tout changement apporté à ces renseignements dans les 15 jours suivant le changement.

Preuve de statut juridique
Les nouveaux demandeurs doivent fournir une preuve de statut juridique, comme une preuve de constitution en personne morale, un numéro de société ou encore une charte. Pour les demandes de renouvellement de permis, une preuve de statut juridique devrait être fournie si le nom original de l’organisation du demandeur a été modifié.

Si le demandeur est une société, la demande devrait comprendre les renseignements suivants :

• la dénomination sociale de la société
• le numéro de la société
• la date de constitution
• l’adresse postale (si elle diffère de l’adresse du siège social)

Preuve que le demandeur est le propriétaire du site ou qu’il a l’autorisation du propriétaire du site d’exercer les activités visées par le permis
Fournir la preuve que le demandeur est bien le propriétaire du site ou qu’il est dûment autorisé par le propriétaire du site à y exploiter une centrale nucléaire.

Identification des personnes responsables de la gestion et du contrôle de l’activité autorisée
Fournir une liste exhaustive de toutes les personnes responsables de la gestion et du contrôle de l’activité autorisée, y compris :

• le nom
• le poste
• les coordonnées (courriel, téléphone, télécopieur)
• l’adresse postale (si elle diffère de l’adresse postale de l’entreprise) – indiquer le nom complet de la rue, le numéro municipal, le numéro de route rurale (s’il y a lieu), la ville, la province ou le territoire et le code postal
• les responsabilités

Personne-ressource pour la facturation des droits
Fournir les renseignements qui suivent concernant la personne responsable du paiement des droits de permis :

• le nom
• le poste
• les coordonnées (courriel, téléphone, télécopieur)
• l’adresse postale (si elle diffère de l’adresse postale de l’entreprise) – indiquer le nom complet de la rue, le numéro municipal, le numéro de route rurale (s’il y a lieu), la ville, la province ou le territoire et le code postal

Signataire autorisé
Fournir le nom, le titre et les coordonnées (l’adresse, l’adresse courriel et le numéro de téléphone) de la personne qui signe la demande en tant que signataire autorisé.

En apposant sa signature, le signataire autorisé indique qu’il comprend que toutes les déclarations et représentations faites dans la demande et dans les pages supplémentaires engagent le demandeur.

3.2 Installation et activités à autoriser

Période de validité du permis
Indiquer la période de validité (années ou mois) du permis demandé.

Les périodes de validité des permis de la CCSN sont souples, ce qui lui permet de réglementer les centrales nucléaire en tenant compte du risque, car elle peut établir la période de validité du permis en fonction du rendement antérieur du titulaire de permis et des résultats des activités de vérification de la conformité. Compte tenu de la mise en place du processus de BPS, le personnel de la CCSN recommandera à la Commission d’établir une période de validité de dix ans. Le titulaire de permis peut demander une période de validité particulière correspondant aux activités prévues ou au changement de statut prévu (comme le début ou la fin de la réfection).

Énoncé du but principal
Fournir un résumé du but principal et une liste de toutes les activités à autoriser pour cette centrale.

Description du site
Fournir un plan et une description du site (dessins) et les documents décrivant la propriété et le contrôle des terres.

Description de l’état du processus de demande de permis déjà en cours pour l’installation, s’il y a lieu
Lorsqu’une installation se trouvant sur le site est déjà autorisée par la CCSN ou qu’une demande de permis antérieure est en instance, fournir une description de l’état d’avancement du processus de demande de permis.

Substances nucléaires
Fournir une liste de toutes les substances nucléaires qui seront visées par le permis. Indiquer le nom scientifique, la quantité maximale et la forme de chaque substance nucléaire.

3.3 Renseignements justificatifs

Permis, certificats et autres licences
Décrire le rapport entre la présente demande et tout permis délivré auparavant (choix de l’emplacement, construction, exploitation) par la CCSN pour cette installation, y compris les changements éventuels au dossier de sûreté qui faisait partie des permis précédents.

Le demandeur devrait citer en référence tout autre permis de la CCSN qui contrôle d’autres substances nucléaires à l’installation nucléaire, par exemple des permis pour les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, des permis pour des services de dosimétrie et des permis d’importation ou d’exportation de substances nucléaires.

Installations similaires
Fournir une liste de toutes les installations similaires appartenant au demandeur ou exploitées par celui-ci, qui ont déjà fait l’objet d’un examen par la CCSN ou par un organisme de réglementation étranger et qui ont obtenu un permis. Fournir également une description des principales différences ou des améliorations à la conception apportées depuis la délivrance du permis précédent. Les renseignements suivants doivent être fournis :

• nom de l’installation
• emplacement
• description

Documents justificatifs
Fournir une liste sommaire de tous les documents justificatifs intégrés par renvoi à la présente demande. Fournir le titre précis de chaque document, l’identificateur, la date de publication et le numéro de révision pour tous les documents justificatifs. Cette liste peut notamment prendre la forme décrite aux tableaux B.1, B.2 et B.3 et à l’annexe B.

Les documents énumérés dans cette liste sommaire devraient aussi être cités en référence dans d’autres sections de la demande, s’il y a lieu. Toutes les références aux documents justificatifs devraient indiquer les parties pertinentes des documents.

Les documents intégrés par renvoi devraient avoir été préalablement présentés à la CCSN ou être accessibles sur demande auprès du demandeur.

Les documents justificatifs comprennent :

• les résultats des programmes expérimentaux, des tests ou des analyses (p. ex., les résultats de tests sur le matériel de manufacturiers et les données de qualification, ainsi que les résultats de programmes expérimentaux sur le comportement du combustible)
• les documents qui ont été présentés à, reçus de ou publiés par un organisme de réglementation étranger
• de l’information publiée par un organisme national ou une organisation nucléaire internationale, par exemple l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) ou la Commission internationale de protection radiologique (CIPR)

4. Politiques, programmes et procédures de sûreté et autres mesures de sûreté et de réglementation

Le demandeur a la responsabilité de vérifier qu’il a fourni suffisamment de renseignements détaillés concernant les politiques, les programmes et les procédures de sûreté et les autres documents qui décrivent les mesures de sûreté et de réglementation. L’examen des renseignements par le personnel de la CCSN servira à vérifier que le demandeur est compétent pour exercer l’activité autorisée et que les mesures voulues seront prises afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes et de protéger l’environnement.

Les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) sont des sujets techniques permettant à la CCSN d’examiner, d’évaluer et de vérifier les exigences réglementaires et le rendement de toutes les installations et les activités réglementées et de préparer des rapports à ce sujet. Il y a 14 DSR et chacun d’eux est subdivisé en domaines particuliers qui couvrent tous les renseignements détaillés nécessaires pour réaliser une évaluation et un examen complets.

Les politiques, les programmes et les procédures de sûreté et les autres mesures de sûreté et de réglementation du demandeur doivent tenir compte des DSR suivants (voir aussi l’annexe A) :

• Système de gestion
• Gestion de la performance humaine
• Conduite de l’exploitation
• Analyse de la sûreté
• Conception matérielle
• Aptitude fonctionnelle
• Radioprotection
• Santé et sécurité classiques
• Protection de l’environnement
• Gestion des urgences et protection-incendie
• Gestion des déchets
• Sécurité
• Garanties et non-prolifération
• Emballage et transport

Les politiques, les programmes et les procédures du demandeur doivent aussi tenir compte d’autres questions d’ordre réglementaire, comme les programmes d’information et de divulgation publiques, les garanties financières et la mobilisation des Autochtones.

Si la demande ne respecte pas l’ordre et l’organisation des DSR présentés ci-dessus, le demandeur devrait fournir une mise en correspondance officielle de sa demande par rapport au cadre des DSR de la CCSN, en montrant la façon dont chaque DSR est traité dans la demande.

Les exigences et l’orientation fournies dans le présent document n’empêchent pas les demandeurs de proposer des solutions de rechange, mais toute proposition devrait refléter adéquatement la complexité et les dangers associés aux activités décrites dans la demande.

La demande devrait citer les documents d’application de la réglementation de la CCSN, et les autres codes et normes qui régiront les objectifs du programme, qui démontrent que le demandeur est apte à satisfaire aux mesures de sûreté et de réglementation. L’annexe B fournit trois listes de documents :

• documents indiqués au tableau B.1, que tous les demandeurs doivent citer
• documents indiqués au tableau B.2, que les nouveaux demandeurs doivent citer; pour ce qui est du renouvellement des permis des centrales nucléaires existantes, les demandeurs devraient citer ces documents dans la mesure du possible
• documents indiqués au tableau B.3, dont tous les demandeurs devraient tenir compte

Pour les nouvelles demandes de permis, le demandeur devrait confirmer les versions des codes et des normes qui ont été acceptées par l’organisme de réglementation avant d’élaborer des politiques, des programmes et des procédures de sûreté et d’autres mesures de sûreté et de réglementation.

Pour le renouvellement des permis des centrales nucléaires existantes :

• Le demandeur devrait indiquer quelles éditions des codes et des normes il a utilisées.
• Le demandeur doit présenter les plans d’amélioration et les activités importantes qui devront être réalisées au cours de la période d’autorisation proposée. Ces améliorations comprennent les activités qui doivent être réalisées pendant certains arrêts (comme les arrêts pour réfection), les changements apportés aux programmes et la modification, la réparation ou le remplacement de matériel important. En cas de modifications prévues pour répondre aux nouvelles normes ou pratiques du secteur (par exemple, les changements liés à la mise en œuvre des nouveaux documents indiqués au tableau B.2), le demandeur doit déterminer la norme à respecter et fournir un plan de mise en œuvre comprenant les dates limites avant lesquelles les demandeurs devront être conformes. Le plan intégré de mise en œuvre (PIMO), élaboré à partir d’un bilan périodique de la sûreté (BPS), fournira une grande partie des renseignements requis pour répondre aux exigences de la présente section.
• Le demandeur doit fournir un énoncé de l’évaluation du rendement qui inclut les grandes conclusions et leçons retenues au cours de la période d’autorisation précédente. Cet énoncé devrait décrire, au minimum, les éléments suivants :
  • historique du rendement en matière de sûreté industrielle
  • rendement antérieur en fonction de chaque DSR : l’information sur les DSR figurant dans le BPS peut provenir du BPS pour le facteur de sûreté n^o 8 – rendement en matière de sûreté
  • constatations importantes qui ont, ou ont déjà eu, une incidence sur la réalisation des activités autorisées
  • leçons importantes tirées de l’expérience d’exploitation (OPEX) : l’information sur les DSR figurant dans le BPS peut provenir du BPS pour le facteur de sûreté n^o 8 – rendement en matière de sûreté, et n^o 9 – recours à l’expérience acquise dans d’autres centrales et tirée des conclusions de travaux de recherche
  • modifications importantes apportées aux états de fonctionnement (p. ex., remise en service après la réfection, modifications de la production, tranches mises en arrêt temporaire à long terme ou remises en service après un tel arrêt)
  • résultats des auto-évaluations majeures (p. ex. un bilan périodique de la sûreté (BPS) ou un examen d’un domaine fonctionnel, comme un examen du système de gestion ou de l’efficacité du programme d’OPEX), y compris les points forts et les points à améliorer
  • résultats de toutes les évaluations environnementales (EE) réalisées à l’appui de la présente demande ou d’une demande de permis antérieure

Le demandeur devrait démontrer comment les renseignements de l’EE (p. ex., l’énoncé des incidences environnementales) ont contribué aux DSR pertinents qui figurent dans la demande de permis.

Tous les programmes devraient permettre un perfectionnement continu en permanence.

Lorsque le demandeur a déjà présenté un programme à la CCSN, il peut citer les documents en référence et les mettre en correspondance avec le cadre présenté dans le présent document plutôt que de présenter de nouveau le programme.

Toute autre modification prévue qui pourrait avoir une incidence sur la capacité du demandeur à exécuter les activités autorisées (p. ex., des changements importants apportés à l’organisation, à la continuité des activités et à la structure de gestion) devrait être décrite.

4.1 Système de gestion

Le DSR Système de gestion englobe le cadre qui établit les processus et les programmes nécessaires pour qu’une organisation atteigne ses objectifs en matière de sûreté, permet de surveiller continuellement le rendement de l’organisation par rapport à ces objectifs et favorise une culture axée sur la santé et la sûreté.

Cette section porte sur les exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)k) et 12(1)a) et articles 15, 27 et 28
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3c), d) et f), 6d) et g) et article 14

4.1.1 Considérations générales

La demande devrait décrire les programmes, les processus et les procédures liés au système de gestion qui ont été ou qui seront mis en place pour préserver la santé et la sécurité et protéger l’environnement, et inclure une description de la structure de gestion de l’organisation.

La demande devrait également décrire les politiques relatives à la sûreté, les rôles des organismes d’évaluation de la sûreté et les comités consultatifs qui conseilleront la direction de l’organisation exploitante.

4.1.2 Système de gestion

Le système de gestion du demandeur devrait tenir compte de tous les aspects de la gestion de l’installation, y compris ceux relatifs à la santé, à la sûreté, à l’environnement, à l’économie (en ce qui a trait à l’exploitation sûre) et à la qualité. Le système de gestion devrait être mis en œuvre dans toutes les activités de la centrale, telles que l’évaluation et l’analyse de l’ingénierie, l’approvisionnement en biens et services, la fabrication, la mise en service et l’exploitation.

La demande devrait décrire les programmes et processus en place pour gérer les fonctions clés qui revêtent de l’importance pour la sûreté.

La demande devrait comporter une explication des contrôles de gestion pour la conception, la construction, la mise en service, l’exploitation et les fonctions de soutien technique (y compris la supervision des entrepreneurs) et des preuves objectives suffisantes pour démontrer de quelle manière ces contrôles ont été mis en place et continueront d’être exercés afin de promouvoir et de garantir la sûreté du travail exécuté.

La demande devrait décrire les mesures prises dans le but de garantir la mise en œuvre et le respect des procédures du système de gestion.

La demande devrait décrire comment la direction entend faire connaître ses attentes générales à tout le personnel, au moyen de déclarations officielles et bien diffusées sur sa vision, sa mission, ses valeurs fondamentales, ses principes directeurs ainsi que sa politique et sa culture de sûreté. Le demandeur devrait confirmer que le personnel responsable de la conformité a accès, lorsqu’il en a besoin, aux niveaux supérieurs de la structure de gestion du demandeur.

Le demandeur devrait décrire le programme d’approvisionnement pour l’activité autorisée. La demande devrait comprendre les dispositions permettant d’assurer la clarté et l’exhaustivité des documents d’approvisionnement.

L’approche globale retenue pour l’approvisionnement et la fabrication devrait être systématiquement contrôlée à tous les égards. La demande devrait expliquer les étapes à prendre et les mesures à mettre en œuvre pour garantir que les spécifications applicables à chaque bien ou service à fournir sont respectées.

Si le demandeur compte exploiter la centrale avec un système de gestion et une structure organisationnelle différents (par rapport à la construction et à la mise en service), la demande devrait décrire les modalités, y compris celles visant la transition de la construction à la mise en service, et de la mise en service à l’exploitation.

4.1.3 Organisation

Le demandeur devrait documenter la structure organisationnelle, y compris tous les postes comportant des responsabilités en matière de gestion et de contrôle de l’activité autorisée. La description des structures de gestion de l’emplacement et de l’entreprise devraient comprendre des renseignements sur les principales organisations de soutien technique, le concepteur, le constructeur, les principaux entrepreneurs et sous-traitants, et la répartition interne des fonctions, des responsabilités et des pouvoirs.

La demande devrait décrire :

• les rôles, les responsabilités et les qualifications de chaque ressource faisant partie de l’organisation du demandeur, y compris ceux des organismes de surveillance (p. ex. comités de sûreté, comités consultatifs)
• l’approche, les programmes et les processus proposés pour la dotation et l’acquisition des services
• la surveillance et la gestion des entrepreneurs

La demande devrait démontrer la façon dont les fonctions de gestion nécessaires pour l’exploitation sûre de la centrale (élaboration de politiques, fonctionnement, soutien, examen, etc.) sont intégrées au système de gestion.

4.1.4 Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le demandeur devrait décrire le programme de vérification et d’examen. Il devrait fournir des preuves objectives suffisantes découlant du programme de vérification et d’examen pour démontrer que la politique en matière de sûreté est mise en œuvre de manière efficace.

La demande devrait décrire les dispositions prises en vue de la réalisation d’un examen indépendant et continu de la sûreté, notamment un programme d’autoévaluation interne objectif appuyé par des examens périodiques externes et tenant compte de l’expérience acquise à l’échelle national et international et de la rétroaction du secteur nucléaire.

La demande devrait décrire la façon de mesurer l’efficacité organisationnelle et le rendement en matière de sûreté, y compris l’élaboration d’indicateurs de rendement. Ceux-ci devraient servir à détecter toute lacune et problème de détérioration relative à la sûreté de manière à ce qu’ils soient corrigés en temps opportun.

Le programme devrait déterminer toute nouveauté ou tout changement au sein de l’organisation qui pourrait mener à la détérioration du rendement en matière de sûreté pendant l’exploitation de la centrale. Des mesures devraient être mises en place pour éviter une telle détérioration.

Le demandeur devrait démontrer que l’analyse des causes de tous les incidents et événements prendra en compte les facteurs techniques, organisationnels et humains, et que les dispositions nécessaires ont été prises pour analyser et signaler les événements évités de peu.

4.1.5 Expérience d’exploitation (OPEX)

La demande devrait décrire comment le programme tient compte de la façon dont les incidents et les événements sont identifiés, consignés, étudiés, suivis et signalés à l’interne et à l’organisme de réglementation, et comment ces incidents et événements serviront à promouvoir un meilleur rendement en matière de sûreté chez le personnel et dans la centrale.

Le demandeur devrait démontrer que le programme couvre la rétroaction fondée sur l’expérience en exploitation acquise dans d’autres centrales, y compris l’identification des problèmes génériques et la mise en œuvre de mesures d’amélioration, au besoin. Le demandeur devrait aussi expliquer comment seront réalisées la collecte, l’analyse et la diffusion de la rétroaction sur l’expérience en exploitation sans lien avec des événements (p. ex., les bonnes pratiques observées et les leçons retenues des séances d’information après les travaux).

4.1.6 Gestion de la configuration et du changement

La demande devrait décrire les processus proposés pour identifier, examiner, approuver, contrôler, planifier, exécuter, vérifier et documenter les activités liées aux modifications apportées aux éléments suivants :

• gestion des programmes : diriger et surveiller l’élaboration et la mise en œuvre de la gestion de la configuration
• exigences en matière de conception : établir, documenter, tenir à jour et communiquer les exigences en matière de conception liées aux structures, systèmes et composants (SSC)
• contrôle de l’information : déterminer et gérer les renseignements relatifs à la configuration de l’installation en lien avec la configuration matérielle et les exigences en matière de conception
• contrôle des changements : maintenir la conformité des exigences de conception, de la configuration matérielle et des renseignements relatifs à la configuration de l’installation dès qu’un changement est apporté, et résoudre toute divergence constatée dans la gestion de la configuration
• évaluations : définir les besoins en matière de gestion de la configuration de l’installation et mesurer l’efficacité des exigences de conception, de la configuration matérielle et des renseignements relatifs à la configuration de l’installation
• formation : veiller à ce que le personnel possède une connaissance suffisante des concepts, de la terminologie (y compris les définitions) et des procédures en matière de gestion de la configuration

Le demandeur devrait démontrer que des processus sont en place pour évaluer l’importance sur le plan de la sûreté des modifications proposées, y compris les exigences relatives aux approbations par la CCSN, lorsqu’elles sont nécessaires.

Pour ce qui est des SSC de l’enveloppe sous pression, la demande devrait décrire les mesures qui ont été prises pour garantir que le programme d’assurance de la qualité connexe, de même que ses processus et procédures de mise en œuvre ainsi que toute modification aux SSC, sont assujettis aux approbations d’une agence d’inspection autorisée que la CCSN juge acceptable.

Les processus de contrôle des modifications devraient couvrir les changements apportés à l’installation physique de la centrale, y compris aux logiciels liés à la sûreté, aux limites d’exploitation ainsi qu’aux autres procédures importantes pour la centrale.

Le demandeur devrait veiller à ce que la configuration de l’installation « telle que construite » est conforme à l’analyse de la conception et de la sûreté.

4.1.7 Culture de sûreté

Le demandeur devrait démontrer que les caractéristiques et les éléments suivants figurent dans un programme de culture de la sûreté :

• une compréhension commune des principaux aspects de la culture de sûreté
• des moyens d’appuyer les personnes et les équipes dans l’exécution de leurs tâches en toute sécurité et avec succès, en renforçant l’apprentissage et en cultivant une attitude de questionnement
• les moyens par lesquels l’organisation cherche continuellement à améliorer le rendement en matière de sûreté
• la culture de sûreté s’applique à tous les niveaux de l’organisation, c.-à-d. que chacun des membres de l’organisation a l’obligation de veiller à ce que la sûreté constitue la toute première priorité
• la sûreté est une valeur nettement reconnue dans l’organisation
• les responsabilités relatives à la sûreté sont claires
• la sûreté est intégrée à toutes les activités de l’organisation
• un processus de leadership en matière de sûreté existe au sein de l’organisation
• la culture de sûreté repose sur l’apprentissage dans l’organisation

La demande devrait décrire la stratégie menant à l’établissement et au maintien d’une saine culture de sûreté pour tout le personnel exécutant les activités autorisées, y compris tous les entrepreneurs. Des renseignements additionnels se trouvent dans les documents énumérés à l’annexe B.

La demande devrait clairement indiquer la façon dont les principes relatifs à la culture de sûreté seront continuellement encouragés et évalués dans toute l’organisation. De plus, la demande devrait décrire comment les résultats des auto-évaluations périodiques documentées seront utilisés dans la stratégie globale visant à améliorer le rendement en matière de sûreté.

4.1.8 Gestion des documents

La demande devrait décrire les dispositions prévues pour conserver tous les documents et les dossiers requis, y compris les processus d’identification et de catégorisation des documents contrôlés. La description devrait comprendre les mesures prévues pour la création, la réception, la classification, le contrôle, l’entreposage, la récupération, la mise à jour, le suivi, la révision et la suppression des documents et des dossiers liés à l’exploitation de la centrale.

Les contrôles de la gestion des dossiers devraient notamment prendre en compte les périodes de conservation, les méthodes d’indexage et de placement des dossiers au bon endroit, et les dispositions relatives à la sécurité et à l’accès.

4.1.9 Continuité des opérations

Le demandeur devrait présenter un plan de continuité des opérations, un plan de lutte en cas de pandémie et un plan d’urgence permettant de gérer les éventuelles interruptions de travail tout en maintenant la dotation des postes clés à l’appui de l’effectif minimal par quart.

Le plan de lutte en cas de pandémie devrait comprendre des mesures proactives pour éviter la propagation de la maladie et atténuer les effets de l’absentéisme généralisé qui pourrait se produire au plus fort de la pandémie.

4.2 Gestion de la performance humaine

Le DSR Gestion de la performance humaine englobe les activités qui rendent la performance humaine efficace, comme l’élaboration et la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans les secteurs de travail pertinents et qu’ils possèdent les connaissances, les compétences, les procédures et les outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, articles 12 et 17
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3f) et 6d), l), m) et n) et articles 9, 10, 11 et 12
• Règlement sur la sécurité nucléaire, article 38 (toutes les exigences liées à la formation sur la sécurité)

4.2.1 Considérations générales

La demande devrait décrire les qualifications, les aptitudes et les compétences requises par le personnel (membres du personnel et entrepreneurs) à l’installation ainsi que le nombre adéquat d’employés requis.

La description devrait inclure les mesures prévues pour veiller à ce que les membres du personnel sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail, qu’ils possèdent les connaissances et les compétences nécessaires et qu’ils ont accès aux procédures et aux outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité.

La demande devrait décrire les mesures visant à promouvoir et à soutenir la performance humaine à tous les niveaux de l’organisation. La demande devrait démontrer comment les programmes et les processus du demandeur interagissent pour soutenir l’amélioration constante de la performance humaine. La demande devrait démontrer les diverses mesures prévues pour cerner et surveiller les faiblesses sur le plan de la performance humaine et corriger toute insuffisance organisationnelle afin de minimiser les erreurs humaines.

La demande devrait décrire un plan de succession, y compris les mesures prévues pour le transfert de connaissances, de manière à ce que le personnel soit recruté et formé pour remplir chaque rôle clé au sein de l’organisation.

4.2.2 Programme de gestion de la performance humaine

La demande devrait décrire comment le programme de gestion de la performance humaine traite et intègre la gamme de facteurs humains qui influent sur la performance humaine, y compris, sans s’y limiter :

• la mise à disposition de personnel qualifié
• la réduction des erreurs humaines
• l’appui organisationnel pour la sécurité des activités opérationnelles
• l’amélioration constante de la performance humaine
• la surveillance des heures de travail

4.2.3 Formation du personnel

Le demandeur doit prévoir un système de formation conforme au REGDOC-2.2.2, La formation du personnel [5]. Ce système devrait définir, concevoir, élaborer, mettre en œuvre, évaluer, consigner et gérer de façon systématique toute la formation (y compris la formation continue) de tous les travailleurs exécutant des tâches ou occupant un poste où la sûreté est importante.

Le demandeur devrait fournir une description du simulateur de formation pleine échelle utilisé pour l’installation et la façon dont le simulateur sera utilisé pour appuyer l’exploitation.

Les programmes et les installations de formation, y compris les simulateurs, devraient refléter l’état d’exploitation. Le demandeur devrait décrire les mesures prévues pour la modification des programmes de formation afin de prendre en compte les changements d’ordre physique à l’installation durant l’exploitation ou les changements aux états de fonctionnement. Le demandeur devrait inclure des renseignements sur la façon de consigner et d’examiner de tels changements et la façon de modifier le programme de formation en conséquence.

Le demandeur devrait déterminer les postes exigés pour tous les états de la centrale, ainsi que les groupes professionnels proposés. La demande devrait expliquer de façon générale la manière dont a été effectuée l’analyse reliant les postes à leurs groupes et la manière dont les employés seront recrutés et leurs compétences, évaluées. Les écarts en matière de performance qui s’ensuivent devraient être cernés afin de déterminer le niveau requis des programmes de formation. Enfin, la demande devrait décrire les qualifications et les compétences exigées pour les organisations à contrat et leur personnel chargé d’activités se rapportant à la centrale.

Les nouveaux demandeurs qui envisagent d’utiliser du personnel accrédité auparavant ou du personnel expérimenté pour occuper des postes accrédités devraient effectuer une analyse des besoins en matière de formation.

4.2.4 Accréditation du personnel

Dans le cas des postes exigeant une accréditation, comme énoncé dans le document RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires [6], la demande doit inclure des détails sur le programme qui sera mis en œuvre pour satisfaire aux exigences relatives à la formation aux fins d’accréditation.

La demande devrait décrire le programme établi pour l’accréditation du personnel effectuant des travaux liés à l’exploitation et à l’entretien de la centrale. La demande devrait décrire comment la formation aux fins d’accréditation sera liée aux programmes de formation ou fondée sur les programmes de formation destinés aux autres membres du personnel. La formation additionnelle pour le personnel accrédité devrait être fondée sur une approche systématique.

La demande devrait inclure toute autre méthode proposée pour obtenir l’accréditation ainsi que des renseignements indiquant comment seront dotés les postes relatifs à la formation et aux examens dans le cadre du programme d’accréditation. La demande devrait comprendre de l’information sur les personnes requises pour la réalisation des activités liées à l’accréditation sur le simulateur pleine échelle de la centrale.

Le demandeur devrait démontrer que la formation et l’évaluation du personnel accrédité tiennent compte des compétences et des connaissances nécessaires pour exécuter les fonctions de surveillance et de supervision des activités d’exploitation. Le demandeur devrait présenter les résultats de l’examen d’accréditation ou fournir des références, le cas échéant.

Le demandeur devrait présenter les rôles et les responsabilités des postes accrédités pour appuyer les programmes de formation destinés au personnel accrédité à la centrale. Le demandeur devrait démontrer que le programme garantit que seuls les membres du personnel accrédités pour les postes directement liés à la sûreté de l’exploitation (responsable technique de la radioprotection, chef de quart, opérateur nucléaire autorisé, etc.) y sont assignés.

4.2.5 Examens d’accréditation initiaux et tests de requalification

La demande doit décrire un programme d’examen à l’appui de l’accréditation du personnel, conformément aux exigences du document RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires [6].

Le demandeur devrait démontrer que le programme garantit que les guides d’examen EG-1 et EG-2 de la CCSN et le document Exigences relatives aux tests de requalification pour le personnel de quart accrédité des centrales nucléaires canadiennes, révision 2, sont appliqués lors de l’administration des examens d’accréditation requis par le document RD-204 [6].

Le demandeur devrait démontrer que le document Exigences relatives aux tests de requalification pour le personnel de quart accrédité des centrales nucléaires canadiennes, révision 2, est appliqué pour les personnes qui souhaitent obtenir le renouvellement de leur accréditation.

Les deux guides d’examen et le document Exigences relatives aux tests de requalification pour le personnel de quart accrédité des centrales nucléaires canadiennes, révision 2 peuvent être obtenus de la CCSN en communiquant avec le représentant unique entre le demandeur et la CCSN.

4.2.6 Organisation du travail et conception des tâches

La demande devrait décrire le nombre minimal de travailleurs possédant certaines qualifications requises pour le travail pendant des conditions d’exploitation normale et des accidents (effectif minimal par quart) et les mesures mises en place pour atténuer les effets de toute dérogation aux exigences relatives à l’effectif minimal jusqu’à ce que celui-ci soit rétabli. La demande devrait démontrer que l’effectif minimal pour chaque quart sera surveillé et que la documentation sur l’effectif de chaque quart sera conservée.

La demande devrait indiquer le nombre minimal de membres du personnel accrédités, ainsi que leur poste, qui sont présents en tout temps dans l’installation nucléaire et dans la salle de commande principale.

Le demandeur devrait démontrer que l’effectif minimal a été établi adéquatement grâce à une analyse systématique du nombre de travailleurs requis et de leurs qualifications. Le demandeur devrait démontrer que l’effectif minimal peut remplir les exigences en matière de rendement et veiller à l’exploitation sûre de la centrale.

Pour plus de renseignements, veuillez consulter les guides G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal [7] et G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains [8].

4.2.7 Aptitude au travail

La demande doit décrire la façon dont les exigences relatives à l’aptitude au travail seront mises en œuvre pour tous les travailleurs, conformément au document RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires [6].

La demande devrait contenir les exigences en matière de surveillance pour les superviseurs du personnel accrédité et du personnel chargé de la sécurité, et ce, du point de vue de l’aptitude au travail.

Pour plus de renseignements, veuillez consulter le guide G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal [7].

4.3 Conduite de l'exploitation

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend un examen global de la mise en œuvre des activités autorisées ainsi que des activités qui permettent un rendement efficace.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)k) et 12(1)c), e) et f), paragraphe 12(2), alinéas 17b), c) et e) et articles 29, 30, 31 et 32
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 6c), d), e), g) et k)
• Règlement sur la radioprotection

4.3.1 Considérations générales

La demande doit inclure des renseignements sur la façon dont le demandeur veillera à ce que les activités d’exploitation normale de la centrale :

• soient exécutées de manière sûre, de sorte que les doses de rayonnement auxquelles sont exposés les travailleurs et les membres du public, ainsi que tout rejet prévu ou imprévu de matières radioactives ou de substances dangereuses en provenance de la centrale, respecteront les limites autorisées qui sont précisées dans le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur la radioprotection
• satisfassent aux exigences énoncées dans les règlements susmentionnés, dans le document REGDOC 2.9.1, Protection de l’environnement : Politique, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement [9] et dans les lois provinciales ou les autres codes et normes applicables

La demande devrait décrire comment les SSC seront exploités, conformément aux procédures d’exploitation approuvées dans des conditions d’exploitation normale, dans des conditions anormales, en cas d’incidents de fonctionnement imprévus et dans des conditions d’accidents. La description devrait inclure la préparation de l’équipement pour l’entretien et la surveillance des SSC afin de confirmer qu’ils continueront à fonctionner comme l’exige la conception.

La demande devrait décrire les principes, les politiques, les programmes et les procédures visant l’exploitation et l’entretien de la centrale. La demande devrait aussi décrire de quelle la façon le demandeur :

• assumera la responsabilité globale de la sûreté lors de l’exécution des activités autorisées, y compris les mises à niveau et les modifications continues apportées à l’installation
• supervisera ces activités de manière efficace

La demande devrait décrire de quelle façon les principes, les politiques et les programmes visant l’exploitation permettront de confirmer que les SSC, en tant qu’unité intégrée, se comporteront et fonctionneront conformément aux spécifications de conception, aux exigences réglementaires et de la manière dont il a été prévu dans les analyses de sûreté.

La demande devrait inclure des renseignements concernant l’élaboration, la vérification, la validation et la mise en œuvre des programmes et des procédures liés à la mise en service, à la vérification de la fiabilité, à l’entretien et à l’exploitation.

Pour une nouvelle installation, la demande devrait décrire les processus utilisés pour garantir le rendement des SSC, de la construction jusqu’à l’exploitation, et au moment où y seront apportées de grandes modifications.

4.3.2 Procédures

La demande devrait décrire les principes de sûreté dominants ainsi que l’approche de gestion et les politiques et programmes de l’organisation exploitante à suivre pour l’élaboration, la validation et la mise en œuvre des procédures d’exploitation de la centrale visant les conditions d’exploitation normale et anormale, ainsi que les situations d’urgence et imprévues (y compris les accidents hors dimensionnement et les accidents graves). La demande devrait indiquer comment le demandeur veillera à ce que les procédures d’exploitation normale soient appliquées de manière sûre pour toutes les configurations en mode d’exploitation normale (y compris le démarrage, l’exploitation en puissance, la mise en arrêt, l’état d’arrêt, le refroidissement, les changements dans la charge, les perturbations de la puissance et la manipulation du combustible) et comment l’exploitation sera conforme aux paramètres d’exploitation sûre de la centrale.

La demande devrait comprendre suffisamment de renseignements pour démontrer que les actions des opérateurs qui sont nécessaires pour diagnostiquer les événements prévus et imprévus et y répondre sont couvertes de manière appropriée et que des procédures axées sur les symptômes ou axées sur les événements sont appliquées.

La demande devrait comprendre les détails sur la validation et la mise en œuvre de toutes les procédures en mode d’exploitation normale et anormale ainsi qu’en situation imprévue et d’urgence.

4.3.3 Paramètres d’exploitation sûre

Le demandeur devrait fournir des renseignements concernant les paramètres d’exploitation sûre de la centrale. La demande devrait inclure une description des exigences correspondantes ayant trait à la surveillance, à l’entretien et aux réparations, pour garantir que ces paramètres demeurent dans les limites acceptables et que les systèmes et composants sont opérationnels. Le cas échéant, ces renseignements devraient être appuyés par une analyse déterministe de la sûreté et une étude probabiliste de sûreté.

La demande devrait énoncer les limites d’exploitation sûre pour les paramètres qui influent sur la puissance du cœur du réacteur, la puissance de canal et la puissance des grappes de combustible. Les renseignements présentés devraient décrire la façon dont le demandeur respectera les limites imposées par les hypothèses des analyses de sûreté et de conception, en particulier la puissance totale produite dans toute grappe de combustible donnée, la puissance totale produite dans tout canal de combustible donné, et la puissance thermique totale provenant du combustible du réacteur. La demande devrait clairement décrire les mesures à prendre lorsque les limites et conditions ne sont pas respectées.

Les renseignements présentés devraient suffire à démontrer que l’ensemble des limites, des conditions et des renseignements connexes sur la conception de la centrale seront utilisés pour établir et exécuter les programmes de formation, de qualification et d’accréditation du personnel de la centrale.

La demande devrait préciser et expliquer comment des aspects administratifs essentiels (comme la composition de l’effectif minimal, les horaires de travail et la fréquence des examens internes) ont été couverts dans des documents précis de limites et conditions.

Lorsqu’une installation déjà autorisée qui se servait de documents axés sur les Lignes de conduite pour l’exploitation (LCE) fait la transition vers un programme axé sur les paramètres d’exploitation sûre (PES), elle devrait inclure dans sa demande un exemplaire des documents consacrés aux LCE. La demande devrait indiquer si l’objectif initial des LCE a été modifié lors de cette transition et décrire comment les changements seront pris en compte. L’objectif initial des LCE était de :

• définir les règles d’exploitation, conformément aux analyses de la sûreté et aux autres documents présentés à l’appui d’une demande de permis dans le cadre desquels la centrale sera exploitée, entretenue et modifiée, et qui devraient tous assurer la sûreté nucléaire
• préciser les pouvoirs des postes du personnel de la centrale autorisés à prendre des décisions dans les limites définies
• déterminer et distinguer les mesures pouvant faire l’objet d’un pouvoir discrétionnaire et celles qui exigent l’autorisation d’une personne compétente

4.3.4 Rendement de la gestion des arrêts

La demande devrait décrire l’approche et les dispositions pertinentes qui sont proposées pour l’exécution des arrêts périodiques du réacteur, comme l’exigent le cycle d’exploitation et d’autres facteurs. Les renseignements présentés devraient démontrer l’existence d’un programme de gestion des arrêts pour les arrêts prévus. Ce programme devrait comprendre un examen qui permettra de vérifier que les engagements liés à la sûreté ont une portée bien définie et ont été bien planifiés et exécutés (comme pour les sources froides et le contrôle des doses). La demande devrait aussi décrire les politiques, les programmes, les processus et les procédures régissant les divers aspects des arrêts, y compris celui des ressources humaines.

Le demandeur devrait présenter un calendrier des arrêts, comprenant tout travail important lié à la sûreté qui sera réalisé au cours de la prochaine période d’autorisation. Les détails des travaux réalisés pendant l’arrêt peuvent être, au départ, limités aux renseignements généraux. Ceux-ci devraient comprendre, dans la mesure du possible :

• une liste de tous les engagements et de toutes les activités réglementaires visant l’arrêt, et une notification écrite de tout changement aux engagements et aux activités réglementaires dès que des changements sont jugés nécessaires
• des plans d’arrêt qui détaillent tous les travaux importants prévus à la centrale
• un calendrier de présentation des attestations de l’achèvement des arrêts

Le programme de gestion des arrêts devrait comprendre des dispositions pour garantir qu’après le redémarrage du réacteur, une attestation de l’achèvement de l’arrêt sera présentée à la CCSN pour confirmer que toutes les activités réglementaires et les travaux importants réalisés sur des SSC importants pour la sûreté ont été menés à bonne fin et que l’installation nucléaire peut être exploitée en toute sécurité. Le programme devrait comprendre des critères définis que le titulaire de permis respectera pour confirmer que les travaux prévus et les travaux exploratoires ont été achevés de manière satisfaisante.

4.3.5 Gestion des accidents et des accidents graves et rétablissement

La demande doit comporter des lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG), conformément aux indications du document REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2 [10].

La demande devrait également inclure des procédures d’exploitation d’urgence (PEU) pour la gestion des accidents.

Les renseignements présentés devraient démontrer que ces procédures et lignes directrices aident l’exploitant à intervenir lors d’événements prévus et imprévus. La demande devrait indiquer clairement le rôle joué par l’analyse de la sûreté pour étayer les PEU, y compris les LDGAG.

Une approche systématique devrait être adoptée pour l’élaboration des PEU et des LDGAG. La description des mesures mises en place pour la gestion des accidents et des accidents graves devrait démontrer que les éléments suivants ont été pris en compte dans l’élaboration des PEU et des LDGAG (y compris les calendriers et les jalons) :

• les résultats de toutes les analyses menées à la suite d’accidents
• les vulnérabilités de la centrale à de tels accidents qui ont été cernées
• les stratégies choisies pour contrer ces vulnérabilités
• les mesures à prendre pour réduire au minimum la probabilité que des accidents graves se produisent et pour atténuer leurs conséquences s’ils devaient se produire
• les principes utilisés pour l’élaboration des PEU ou de leurs équivalents, ainsi que leur structure
• l’information nécessaire pour gérer les accidents efficacement
• l’approche à la formation destinée aux opérateurs sur la façon de gérer les accidents, y compris les exercices avec le simulateur de la centrale et les exercices sur le terrain

Dans la demande, la description du programme de gestion des accidents devrait comporter des renseignements de haut niveau sur :

• la structure de gestion (incluant le personnel de la direction, de l’exploitation et du soutien technique) mise en place pour gérer les conséquences des accidents graves sur le site et hors site; et les rôles et responsabilités de ces employés
• les lignes directrices visant les procédures d’exploitation et les besoins en formation
• le protocole pour les communications avec le public ainsi qu’avec les organismes de réglementation ou autres
• les méthodes d’analyse et les résultats de l’étude de faisabilité des mesures prévues en cas d’urgence

La demande devrait décrire tout événement d’origine naturelle ou humaine, à l’intérieur du dimensionnement ou hors dimensionnement, qui pourrait avoir une incidence sur les exigences en matière de gestion des urgences, comme les feux de forêt, les tremblements de terre, les conditions météorologiques extrêmes, les nuages de fumée toxique, les explosions et les écrasements d’avion.

4.4 Analyse de la sûreté

Le DSR Analyse de la sûreté comprend la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de l’installation. Une analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers possibles associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée. De plus, elle sert à examiner les mesures et les stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)d), e) et i) et 12(1)c) et f)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3b) et d), et 6a), b), c), d) et h)
• Règlement sur la radioprotection (toutes les exigences liées aux doses)

4.4.1 Considérations générales

La demande devrait comporter une analyse de la sûreté de la centrale nucléaire. Celle-ci devrait comprendre une analyse déterministe de la sûreté, une étude probabiliste de sûreté (EPS) et une analyse des risques. L’analyse de la sûreté devrait démontrer que tous les niveaux de défense en profondeur ont été atteints et confirmer que la conception de l’installation répond aux attentes, aux critères d’acceptation des doses ainsi qu’aux objectifs de sûreté.

Chaque fois qu’une action d’un opérateur est prise en compte, l’analyse devrait démontrer que les opérateurs disposeront de renseignements fiables, de suffisamment de temps pour exécuter les actions requises et de procédures documentées à suivre, et qu’ils auront reçu la formation nécessaire.

4.4.2 Événements initiateurs hypothétiques

L’analyse de la sûreté doit identifier les événements initiateurs hypothétiques (EIH) à l’aide d’une méthode systématique (par exemple, l’analyse des modes de défaillances et des effets). La portée et la classification des EIH figurant dans la demande doivent satisfaire aux exigences énoncées dans le document REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires [12].

Les renseignements fournis devraient démontrer que tous les événements prévisibles pouvant entraîner des conséquences graves ou dont la fréquence est grande sont anticipés et pris en considération.

En ce qui concerne les sites à tranches multiples, la conception et l’analyse de la sûreté devraient dûment prendre en compte la possibilité que des dangers particuliers aient un effet simultané sur plusieurs tranches du site.

4.4.3 Analyse déterministe de la sûreté

La demande doit comporter une analyse déterministe de la sûreté en vue d’évaluer et de justifier la sûreté de la central. Celle-ci sera menée conformément au document d’application de la réglementation REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [11]. Le niveau de prudence de chaque analyse déterministe de la sûreté devrait correspondre à la catégorie des événements analysés et aux objectifs de l’analyse.

La demande devrait fournir les limites de doses et décrire la couverture de déclenchement et les valeurs seuils de déclenchement.

L’analyse déterministe de la sûreté devrait démontrer que :

• l’exploitation normale de la centrale peut être effectuée de manière sûre, de sorte que les doses de rayonnement auxquelles sont exposés les travailleurs et les membres du public, ainsi que tout rejet prévu ou non prévu de matières radioactives en provenance de la centrale, respecteront les limites autorisées
• les doses sont respectées en cas d’accident de dimensionnement (AD)

Pour les installations déjà autorisées, il est reconnu que la pleine conformité aux exigences du document REGDOC-2.4.1 [11] est peut-être impossible ou n’offre pas d’avantage supplémentaire sur le plan de la sûreté par rapport au dossier de sûreté actuel. La demande devrait comporter une méthode d’évaluation de l’importance des lacunes relevées (en appliquant une méthode progressive) par rapport au document REGDOC-2.4.1 et de l’importance de chaque lacune sur le plan de la sûreté.

4.4.4 Analyse des dangers

Le demandeur doit fournir une analyse des dangers effectuée conformément aux exigences des documents REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [13] et REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires [12] et en tenant compte de l’information dans le REGDOC 2.4.1. [11].

L’analyse devrait inclure tous les dangers potentiels (internes et externes) naturels et causés par l’homme. Voici des exemples :

• dangers externes naturels : séismes, sécheresses, inondations, vents violents, tornades, augmentations subites des niveaux d’eau et conditions météorologiques extrêmes
• dangers externes causés par l’homme : dangers relevés dans l’évaluation du site comme les écrasements d’avion et les collisions de navires
• dangers internes : feux, inondations, projectiles de turbine, accidents de transport sur le site et rejets de substances toxiques provenant des installations de stockage sur le site

L’analyse devrait comprendre toutes les combinaisons potentielles de dangers externes. Elle devrait aussi tenir compte de l’interaction potentielle entre les dangers externes et internes, par exemple un événement externe qui pourrait entraîner des feux ou des inondations à l’interne ou qui pourraient causer des projectiles.

S’il s’agit d’un site avec plusieurs tranches, l’analyse devrait tenir dûment compte de la possibilité que des dangers précis puissent toucher plusieurs tranches en même temps.

4.4.5 Étude probabiliste de sûreté

La demande doit comprendre une étude probabiliste de sûreté (EPS), conformément aux exigences du document REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [13].

L’EPS devrait démontrer qu’une analyse systématique a été réalisée pour veiller à ce que les objectifs de sûreté probabilistes (fréquence des dommages au cœur et des grands rejets) ont été atteints. L’EPS devrait démontrer que la conception est équilibrée et qu’aucune caractéristique particulière ou événement initiateur hypothétique ne contribue de façon démesurée ou significativement incertaine au risque global.

L’EPS devrait identifier les vulnérabilités de la centrale et les systèmes pour lesquels des améliorations à la conception ou des modifications aux procédures d’exploitation pourraient réduire la probabilité d’occurrence d’un accident grave ou en atténuer les conséquences. De plus, l’EPS doit déterminer si les procédures d’exploitation en cas d’urgence sont adéquates, ainsi que donner un aperçu du programme de gestion des accidents graves.

4.4.6 Analyse des accidents graves

Le demandeur doit démontrer qu’une analyse des accidents graves a été effectuée conformément aux exigences des documents suivants :

• REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2 [10]
• REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [11]
• REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [13]

La demande devrait démontrer que les renseignements figurant dans le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires [12] ont été pris en compte.

Le format et le contenu des analyses des accidents hors dimensionnement (AHD) devraient correspondre à la présentation des analyses des incidents de fonctionnement prévus et des événements de dimensionnement, avec les modifications suivantes :

• l’analyse des AHD devrait définir l’objectif ou les critères d’acceptation particuliers
• l’analyse devrait fournir un exposé des défaillances hypothétiques additionnelles prévues dans le scénario d’accident, assorti des motifs de leur sélection
• l’analyse devrait comparer les principaux résultats des analyses avec les critères d’acceptation particuliers, et devrait clairement énoncer les conclusions quant à la conformité aux critères d’acceptation

Le demandeur devrait fournir des renseignements détaillés sur l’analyse permettant d’identifier les accidents susceptibles d’entraîner des dommages importants au cœur ou des rejets de matières radioactives hors du site (accidents graves). De plus, les renseignements présentés devraient décrire l’évaluation qui a été faite sur la capacité des caractéristiques de conception complémentaires de la centrale de répondre aux critères de conception.

Les renseignements présentés devraient démontrer la capacité de la conception à atténuer certains AHD. Le demandeur devrait expliquer le choix des AHD qui doivent être analysés et justifiés, en indiquant si le choix a été fondé sur une EPS ou sur une autre analyse des défauts visant à cerner les vulnérabilités possibles de la centrale. En outre, le demandeur devrait décrire, expliquer et justifier l’approche qui a été adoptée.

Les AHD sont habituellement des séquences comportant plus d’une défaillance (à moins d’avoir été pris en compte dans l’AD à l’étape de la conception), comme une panne générale de courant de la centrale, des événements de dimensionnement accompagnés du rendement affaibli d’un système de sûreté et des séquences qui provoquent le contournement de l’enceinte de confinement. L’analyse peut :

• avoir recours aux modèles et aux hypothèses de la « meilleure estimation »
• prendre le mérite du fonctionnement et du rendement réalistes des systèmes au-delà des fonctions initiales prévues, y compris les systèmes sans importance pour la sûreté
• prendre le mérite des interventions réalistes des opérateurs

Si cela n’est pas possible, des hypothèses raisonnablement prudentes devraient être formulées, dans lesquelles les incertitudes quant à la compréhension des processus physiques modélisés seront prises en compte.

Les documents présentés devraient comprendre une explication de l’analyse effectuée pour les séquences d’accidents graves, y compris (le cas échéant) un feu d’hydrogène, une explosion de vapeur et une interaction entre le combustible fondu et le caloporteur, et une description des résultats des analyses les plus pertinentes sur les accidents graves utilisés dans l’élaboration de programmes de gestion des accidents et dans la planification de la préparation d’urgence pour la centrale.

4.4.7 Sommaire de l’analyse

La demande devrait comprendre des renseignements concernant l’examen intégré de la conception de la centrale et de la sûreté opérationnelle, réalisé en vue de servir de complément aux résultats déjà obtenus lors des analyses déterministes et de donner une indication de la mesure selon laquelle la conception déterministe réussit à atteindre les objectifs de conception.

4.4.8 Atténuation des conséquences des événements

Le demandeur doit fournir les résultats d’un examen des mesures d’atténuation, conformément aux exigences du document REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2 [10].

4.5 Conception matérielle

Le DSR Conception matérielle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des structures, des systèmes et des composants à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations obtenues au fil du temps et des changements dans l’environnement externe.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)d), e), i) et j) et 12(1)c) et f)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3a), b), d) et i), et 6a), b), c), m) et n)
• Règlement sur la radioprotection
• Règlement sur la sécurité nucléaire

4.5.1 Considérations générales

La demande devrait comprendre une description générale de la conception matérielle et conceptuelle globale de la centrale, des pratiques de conception et des concepts en matière de sûreté. La demande devrait également décrire l’approche suivie pour la conception générale des SSC.

Pour une nouvelle centrale nucléaire, la demande devrait comprendre une comparaison entre la conception, la construction, la mise en service et l’exploitation de la centrale et les principales normes et pratiques internationales modernes.

Pour les centrales existantes, la demande devrait dans la mesure du possible tenir compte de l’information contenue dans la présente section. Toute autre approche sélectionnée ou toute autre mesure d’atténuation appliquée devrait être indiquée.

La demande peut renvoyer à des renseignements déjà soumis (par exemple dans une demande de permis de construction). L’ensemble des documents qui satisfont aux exigences énoncées dans la présente section ne devrait être présenté qu’une seule fois (pour la demande initiale), avec peu de modifications subséquentes.

Description des structures, systèmes et composants

Pour chaque SSC, la demande devrait décrire en détail les caractéristiques, les principaux composants et les exigences de dimensionnement (p. ex., les exigences fonctionnelles et les exigences de rendement liées à la définition du dimensionnement), y compris les renseignements suivants :

• l’objectif du système et la manière dont il est lié à l’ensemble de la centrale
• une description de la conception du système et de ses principaux composants, de même que leur configuration et leurs modes de fonctionnement, y compris :
  • les exigences fonctionnelles (p. ex., les demandes hypothétiques et le rendement exigé pour tous les états de la centrale)
  • les événements de dimensionnement, qui contribuent à déterminer les exigences de conception du système, et quelles limites de conception sont déterminées par quels événements
  • les interfaces avec d’autres systèmes
  • les mesures prises pour réduire au minimum la production de déchets radioactifs et dangereux au moyen de la conception
  • toute autre exigence particulière imposée par les règlements, les codes et les normes applicables
• la documentation à l’appui de la conception et tout document connexe, comme les exigences relatives à la conception du système
• la classification des codes pour la sûreté et l’enveloppe de pression, l’assurance de la qualité, les exigences sismiques et relatives à l’équipement et aux facteurs humains, les exigences élaborées pour assurer la conformité avec les autres systèmes et l’analyse de sûreté, les objectifs de fiabilité de la conception pour les systèmes et les principaux composants ainsi que les exigences qui donnent suite à la rétroaction opérationnelle
• les éléments détaillés de la conception des systèmes, y compris, s’il y a lieu :
  • les schémas de conception pour les circuits de fluides
  • les schémas unifilaires des systèmes électriques, d’instrumentation et de contrôle
  • les diagrammes de blocs fonctionnels pour les systèmes logiques
  • l’emplacement physique et les dessins isométriques
  • les limites des systèmes en tant que fonction d’un mode d’exploitation
  • les limites du confinement, y compris les exigences en matière d’isolation
  • la classification des codes et les limites de classification pour les systèmes et les composants sous pression
  • les catégories et les limites sismiques et leurs interfaces avec les systèmes de soutien fournissant des services tels que l’alimentation électrique, pneumatique ou hydraulique, le refroidissement, la lubrification et l’échantillonnage
  • les spécifications en matière de contrôle chimique
• les aspects opérationnels, comme :
  • le fonctionnement des systèmes et leur rendement prévu (y compris dans des conditions hors dimensionnement, si cela est important)
  • l’interdépendance avec le fonctionnement d’autres systèmes
  • les exigences relatives aux spécifications techniques concernant l’opérabilité des systèmes
  • la mise à l’essai des systèmes pour vérifier leur disponibilité, leur fiabilité et leur capacité, y compris le contrôle de l’état des systèmes en ligne, la présentation de rapports et l’établissement de tendances
• les aspects liés à l’entretien, y compris :
  • la surveillance
  • l’entretien préventif fondé sur la condition
  • l’entretien périodique et les révisions pour assurer un rendement continu sur le plan de la sûreté afin d’atteindre les objectifs de fiabilité de conception tout au long de la durée de vie qualifiée des systèmes
• les inspections en cours d’exploitation, y compris les examens non destructifs visuels, volumétriques ou de surface pour les SSC afin de confirmer que les conditions réelles des SSC sont conformes aux hypothèses de conception
• les exigences relatives aux mises à l’essai lors du démarrage, en vue de :
  • démontrer, dans la mesure du possible, que les SSC respectent les exigences en matière de rendement dans tous les états de fonctionnement et les conditions d’accident validées dans l’analyse de la sûreté (ce qui est particulièrement important pour les caractéristiques de la conception qui sont nouvelles ou utilisées pour la toute première fois)
  • vérifier que les SSC ont été fabriqués et installés correctement

La demande devrait décrire toute caractéristique de conception nécessaire pour soutenir la mise à l’essai du démarrage.

Les renseignements sur la conception devraient tenir compte de tous les changements ou modifications à la conception apportés au cours de la période ou de la phase d’autorisation précédente.

4.5.2 Caractérisation du site

La demande devrait résumer ou citer en référence les renseignements soumis précédemment dans tout document concernant la délivrance de permis ou l’évaluation environnementale, comme des énoncés des incidences environnementales et toute demande de permis précédente. Ces renseignements comprennent :

• des données géologiques, géotechniques, sismologiques, hydrologiques, hydrogéologiques et météorologiques
• un plan et une description du site et des données de référence sur le site
• l’autorité et le contrôle de la zone d’exclusion
• la proximité des voies de transport, des installations industrielles et des installations militaires

Pour de plus amples renseignements sur la caractérisation du site, consulter le document RD-346, Évaluation de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires [14].

4.5.3 Principes et exigences en matière de conception

La demande devrait décrire les principes et les exigences en matière de conception qui traitent des processus d’étude de définition globale de l’installation, ainsi que le fonctionnement et les interactions de l’ensemble des SSC à prendre en compte. Pour garantir la fiabilité, la robustesse et la facilité d’entretien de la centrale nucléaire, le demandeur devrait veiller à ce que la conception :

• respecte des niveaux de qualité élevés
• intègre les plus récentes découvertes sur le plan technique et du savoir
• pourra résister aux événements de cause commune et, dans la mesure du possible, aux accidents graves

Quand des aspects de la conception sont fondés sur des principes déterministes conservateurs, comme ceux énoncés dans les normes et les codes internationaux ou dans des documents d’application de la réglementation, la demande devrait décrire le recours à de tels principes. Si la conception de la centrale n’est pas pleinement conforme à un principe déterministe particulier énoncé dans un document d’application de la réglementation, le demandeur devrait démontrer que le niveau général de sûreté n’est pas compromis.

La demande devrait indiquer les critères utilisés pour déterminer le niveau de risque acceptable et montrer qu’ils répondent aux objectifs et aux concepts de sûreté généraux.

La demande devrait décrire la méthode de prise de décision (p. ex., analyse coût-avantage, meilleure technologie disponible, etc.) utilisée pour choisir l’option de conception.

Objectifs et buts en matière de sûreté

La demande devrait décrire comment les objectifs et les buts en matière de sûreté ont été atteints dans la conception des SSC. Lorsque les renseignements demandés dans les différentes sections présentent une certaine redondance, la demande peut comprendre des renvois aux renseignements détaillés figurant dans d’autres sections.

Les objectifs en matière de sûreté comprennent les objectifs généraux en matière de sûreté nucléaire et les objectifs en matière de radioprotection, de sûreté technique et de protection de l’environnement. Les buts en matière de sûreté comprennent les objectifs de sûreté qualitatifs et quantitatifs et la fréquence des dommages causés au cœur, des petites émissions et des grandes émissions.

Autorité en matière de conception

La demande devrait nommer l’autorité en matière de conception chargée de la conception globale de la centrale. Si cette autorité a été transférée d’une autre organisation, le demandeur devrait présenter les relations officielles (y compris les rôles et les responsabilités) et les conditions préalables qui ont dû être remplies avant le transfert.

Règles, codes et normes applicables

La demande devrait comprendre des déclarations comme quoi la conception est conforme aux normes et aux codes utilisés. Le demandeur devrait évaluer ces documents en fonction de leur applicabilité, de leur exhaustivité et de leur pertinence, et présenter les résultats de ce travail dans la demande. S’il y a lieu, les normes utilisées devraient être accompagnées des exigences additionnelles, qui devraient également être signalées dans la demande.

Lorsque les codes et les normes diffèrent de ceux utilisés au Canada, le demandeur devrait fournir une évaluation, telle qu’une analyse des écarts. La demande devrait comporter des renseignements concernant les études pour lesquelles les exigences énoncées dans les règlements ou les codes et les normes applicables n’ont pas été satisfaites.

La demande devrait comporter une évaluation de l’importance sur le plan de la sûreté de toute dérogation aux codes et aux normes applicables. S’il y a lieu, une justification séparée et complète devrait être fournie pour chaque dérogation. Cette justification devrait comprendre tous les renseignements nécessaires afin que la CCSN soit certaine que les dérogations éventuelles n’auront pas d’incidence négative sur le niveau général de sûreté de l’installation. Cette justification devrait, le cas échéant, figurer dans la demande de permis ou dans les documents cités en référence dans la demande de permis.

Évaluation de l’ingénierie et de la sûreté

Le demandeur devrait démontrer qu’un processus systématique a été appliqué tout au long de la phase de conception de la centrale afin que toutes les exigences pertinentes en matière de sûreté soient respectées, et aussi démontrer que le processus de conception de la centrale a suivi des pratiques d’ingénierie éprouvées.

Le demandeur devrait vérifier que la conception de la centrale satisfait à toutes les autres exigences en matière de sûreté et de réglementation qui s’appliquent.

Cette section devrait également fournir les renseignements suivants pour chacun des systèmes validés (ou qui soutiennent un système validé) dans l’analyse de sûreté :

• une évaluation de la capacité fonctionnelle du système qui est directement validée dans l’analyse de sûreté, y compris, mais sans s’y limiter :
  • la synchronisation du fonctionnement du système
  • l’enveloppe de rendement minimale du système pour atteindre les hypothèses avancées dans l’analyse de sûreté
  • la capacité du système à exécuter ses fonctions tout au long de la durée de vie de la centrale
  • la capacité du système à exécuter ses fonctions dans n’importe quelle condition environnementale anormale lors de scénarios d’accidents pour lesquels le système est validé
• une démonstration que la séparation physique, les dispositifs d’isolation de l’alimentation électrique et des fluides ainsi que les exigences relatives à la qualification environnementale (ou toute autre mesure de protection spéciale) offrent une capacité suffisante pour l’exécution fiable des fonctions validées

Détermination des états et des configurations d’exploitation de la centrale

La demande devrait inclure tous les états et toutes les configurations d’exploitation de la centrale.

En ce qui a trait aux états de fonctionnement (exploitation normale et incidents de fonctionnement prévus [IFP]), les renseignements devraient inclure des configurations telles que le démarrage, l’exploitation à puissance normale, l’arrêt du réacteur, l’état d’arrêt, le rechargement de combustible et toute autre configuration d’exploitation normale autorisée. La demande devrait contenir les principaux paramètres et les caractéristiques uniques de chaque configuration opérationnelle, ainsi que toute disposition de conception particulière visant à maintenir la configuration. La demande devrait également fournir les périodes admissibles d’exploitation dans diverses conditions (p. ex., le niveau de puissance) dans l’éventualité d’un écart par rapport aux conditions d’exploitation normale.

Enveloppe de conception de la centrale

La demande devrait comporter un renvoi à l’enveloppe de conception de la centrale, laquelle comprend tous les états de la centrale. Le demandeur devrait démontrer que l’autorité responsable de la conception a établi l’enveloppe de conception de la centrale.

Défense en profondeur

Le demandeur devrait présenter, en termes généraux, l’approche adoptée pour intégrer le concept de défense en profondeur dans la conception de la centrale. La méthode de conception adoptée devrait inclure des niveaux et des barrières multiples de défense qui sont aussi indépendants dans la mesure du possible, de façon à offrir une protection contre les IFP et les accidents, peu importe leur origine.

La demande devrait décrire le choix des principales barrières, plus particulièrement les SSC importants pour la sûreté. La demande devrait décrire toute intervention proposée de l’opérateur visant à atténuer les conséquences des événements et à faciliter l’exécution des fonctions de sûreté importantes pour la centrale.

Fonctions de sûreté

La demande devrait décrire comment les fonctions de sûreté fondamentales ont été intégrées dans la conception de la centrale. La demande devrait fournir des renseignements sur les SSC servant à accomplir les fonctions de sûreté nécessaires à divers intervalles suivant un événement initiateur hypothétique (EIH).

La demande devrait également fournir une description de toutes les fonctions de sûreté additionnelles de la centrale, comme l’évacuation de la chaleur dégagée par le combustible irradié dans les systèmes de manutention et de stockage du combustible.

Classification de sûreté des structures, systèmes et composants

La demande devrait décrire l’approche adoptée dans la conception pour la classification de sûreté des SSC. Elle devrait également comprendre les critères visant à déterminer les exigences de conception appropriées pour chaque catégorie, telles que :

• les normes et les codes appropriés devant être utilisés pour la conception, la fabrication, la construction, l’essai et l’inspection de chaque SSC
• les caractéristiques relatives aux systèmes, comme le degré de redondance, la diversité, la séparation, la fiabilité, la qualification environnementale et la qualification sismique
• les exigences relatives à la disponibilité pour le service sur demande de SSC particuliers, de même que les exigences de fiabilité quant au temps de mission prescrit
• les exigences en matière d’assurance de la qualité

Fiabilité

La demande doit inclure le fondement des objectifs de fiabilité qui satisfont aux exigences du document RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [15].

La description du programme de fiabilité devrait comprendre les éléments suivants :

• les méthodes employées pour évaluer la fiabilité
• la façon dont les facteurs relatifs au vieillissement sont pris en considération
• les critères de sélection des données d’entrée pour l’évaluation de la fiabilité et les mises à jour subséquentes, basées sur les essais, la surveillance et autres expériences.

Le demandeur devrait démontrer que tous les SSC importants pour la sûreté ont été conçus pour être suffisamment fiables et de bonne qualité afin de répondre aux limites de conception. Le demandeur devrait fournir une analyse de fiabilité pour chacun de ces SSC. La demande devrait prendre en compte les éléments suivants :

• défaillances d’origine commune
• critère de défaillance unique
• conception à sûreté intégrée
• indisponibilité de l’équipement
• systèmes partagés

Facteurs humains

La demande devrait décrire de quelle façon la conception de la centrale tient compte des facteurs humains. Elle devrait décrire le processus systématique qui a été suivi pour tous les systèmes afin d’intégrer les considérations sur les facteurs humains dans la description, la définition et l’analyse des exigences, les activités liées à la conception et les activités de vérification et de validation.

La demande devrait décrire les interfaces entre les facteurs humains dans la conception et d’autres domaines (qui serviront par exemple à élaborer des procédures d’exploitation et d’autres procédures et formations). La demande devrait également décrire les considérations relatives aux facteurs humains qui s’appliquent à la conception de SSC particuliers, y compris :

• les interfaces homme-machine pour tous les états de la centrale
• l’instrumentation, les postes d’affichage et les alarmes servant à surveiller le fonctionnement des systèmes
• l’emplacement physique, l’accessibilité et la convivialité de l’équipement qui est exploité, testé, entretenu et surveillé
• les systèmes de verrouillage physique et les indications du statut de contournement ou de non opérabilité

La demande devrait inclure une liste des analyses et des activités relatives aux facteurs humains qui ont servi à l’élaboration de la conception. Le demandeur devrait démontrer que l’ingénierie des facteurs humains et les considérations relatives aux interfaces homme-machine ont été appliquées à tous les modes de fonctionnement de la centrale et aux conditions d’accidents, ainsi qu’à tous les endroits de la centrale où de telles interactions sont prévues.

Le demandeur devrait également fournir un plan de programme d’ingénierie des facteurs humains.

Pour obtenir des renseignements additionnels sur les exigences liées à la conception des facteurs humains, consulter les documents suivants :

• G-276, Plan de programme d’ingénierie des facteurs humains [16]
• G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains [8]

Radioprotection

La demande devrait comporter une description de la méthode de conception adoptée qui démontre que la conception de l’installation répond aux exigences du Règlement sur la radioprotection.

L’information présentée devrait démontrer que, dans tous les états de fonctionnement, les doses de rayonnement à l’intérieur de la centrale ou résultant de tout rejet planifié de matière radioactive de la centrale sont maintenues en deçà des limites réglementaires et au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA).

Robustesse contre des actes malveillants

Les renseignements présentés devraient démontrer que la conception tient compte des préoccupations liées à la protection physique et aux voies de transport, conformément aux exigences du Règlement sur la sécurité nucléaire et du document RD­346, Évaluation de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires [14].

La demande devrait décrire la méthode générale de conception, de même que l’approche et les dispositions suivies pour assurer la protection physique de la centrale (y compris les zones de contrôle) contre le sabotage interne et externe. Il faudrait en outre prendre en considération le choix de matériaux particuliers, la séparation physique des systèmes redondants, les exigences en matière de rendement de l’équipement et l’utilisation de barrières pour séparer les trains de sûreté redondants.

La description de la méthode de conception devrait comprendre :

• les règles suivies pour établir la portée des menaces
• la justification concernant la détermination des zones vitales et des charges prévues (p. ex. la force d’impact, les ondes de pression de souffle, les vibrations provoquées de l’intérieur, les incendies, les projectiles) sur les SSC et les bâtiments
• la méthode utilisée pour évaluer la vulnérabilité de la centrale ainsi que les mesures choisies pour contrer ces vulnérabilités et leurs conséquences

La demande devrait également décrire les mesures destinées à protéger la capacité :

• de surveillance et de contrôle des paramètres de la centrale
• de gestion des urgences et de l’intervention en cas d’urgence
• des mesures d’atténuation et de rétablissement devant être adoptées pour assurer la sécurité du personnel de la centrale et de la population

Remarque : Les documents du demandeur et la correspondance connexe liée à l’examen sont considérés comme des renseignements réglementés en vertu de la LSRN et doivent être protégés lorsqu’ils sont soumis à la CCSN. Consulter la Politique sur la sécurité du gouvernement [17] du Secrétariat du Conseil du Trésor pour plus de précisions sur le traitement, la présentation et la transmission de biens considérés comme sensibles sur le plan de la sécurité.

Garanties dans la conception et le processus de conception

En ce qui concerne la conception et le processus de conception, l’information présentée devrait démontrer que la conception et le processus de conception sont conformes aux obligations découlant de l’accord de garanties entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA). Pour de plus amples renseignements sur les garanties, voir la section 4.13.

Modifications à la conception

La demande devrait décrire le contrôle des modifications apportées à la conception afin que la centrale nucléaire soit entretenue et modifiée en respectant les limites prescrites par la conception, l’analyse et le fondement d’autorisation (dès qu’il aura été établi).

Pour assurer une gestion adéquate de la configuration, le dimensionnement devrait être documenté et tenu à jour pour refléter les changements apportés à la conception. Le dimensionnement devrait être tenu à jour pour refléter les nouveaux renseignements, l’expérience en exploitation, les analyses de la sûreté, les solutions apportées aux questions de sûreté ou la correction des lacunes.

Les effets des modifications apportées à la conception devraient être pleinement évalués, pris en compte et reflétés de façon précise dans les analyses de la sûreté ou l’analyse du dossier avant la mise en œuvre.

Rétroaction sur l’expérience en exploitation et des recherches en matière de sûreté pour la conception et le processus de conception

La demande devrait décrire de quelle façon les leçons tirées de l’exploitation d’autres centrales ou les résultats des nouvelles recherches ont été intégrés dans la conception de la centrale proposée.

En ce qui concerne la conception et le processus de conception, la rétroaction sur l’expérience en exploitation et les recherches en matière de sûreté devraient tenir compte :

• des modifications apportées à la conception en raison des récents progrès réalisés au niveau des caractéristiques des matériaux
• de l’amélioration des procédés de construction et de fabrication
• des considérations liées aux améliorations à la fiabilité, à l’exploitabilité et à la facilité d’entretien de la centrale
• des considérations sur l’approche en matière de sûreté actuelle
• de la compréhension des phénomènes importants qui régissent le comportement des centrales
• des méthodes et des outils utilisés pour la conception et l’analyse

Exploitabilité et facilité d’entretien de la centrale

La demande devrait décrire de quelle manière, de façon générale, le processus de conception et ses extrants soutiennent la conception en ce qui concerne l’exploitabilité et la facilité d’entretien des systèmes et de l’équipement.

Contrôle des corps étrangers

Les renseignements présentés devraient démontrer que la conception prévoit la détection, l’exclusion et l’élimination de tous les corps étrangers et produits corrosifs qui pourraient avoir une incidence sur la sûreté.

Autres fonctions de sûreté

La demande devrait préciser, décrire et expliquer la pertinence de tout autre critère ou exigence en matière de sûreté qui a été respecté dans la conception pour réduire les effets des défaillances et rendre la conception plus sûre. Les renseignements devraient comprendre les éléments suivants, sans toutefois s’y limiter :

• des marges de sûreté adéquates
• une conception simplifiée
• des dispositifs de sûreté passifs
• des systèmes d’intervention graduelle de la centrale
• des systèmes et une centrale tolérant les défaillances
• des systèmes conviviaux pour l’exploitant
• les concepts de fuite avant rupture
• la conception à sûreté intégrée

Déclassement

La demande devrait inclure des considérations sur les futures activités de déclassement et de démantèlement de la centrale.

La demande devrait également inclure des considérations sur les exigences relatives au stockage des déchets radioactifs une fois l’exploitation commerciale terminée.

4.5.4 Conception de l’installation

La demande devrait décrire les processus relatifs à la pertinence globale de la conception de l’installation, y compris la configuration de l’installation elle-même.

Caractéristiques techniques de base

La demande devrait inclure une description (dans un tableau si cela convient) des principales caractéristiques et spécifications de la centrale, y compris (sans toutefois s’y limiter) :

• le nombre de tranches
• le type de centrale, ses principales caractéristiques et spécifications
• les systèmes de sûreté
• le type de système nucléaire d’alimentation en vapeur utilisé
• le type de structure de confinement
• les niveaux d’énergie thermiques qui doivent être atteints dans le cœur
• le débit de la puissance électrique nette correspondant pour chaque niveau d’énergie thermique
• toute autre caractéristique nécessaire à la compréhension des principaux processus inclus dans la conception

Dans le cas où la conception de la centrale serait similaire à des conceptions déjà approuvées par la CCSN, le demandeur devrait fournir une comparaison qui indique et justifie toutes les principales modifications ou améliorations intégrées dans la conception proposée.

Plan d’aménagement des principaux systèmes et équipements de la centrale

La demande devrait inclure les documents techniques de base ainsi que les dessins des principaux SSC de la centrale, notamment :

• les détails de l’emplacement physique et géographique de la centrale
• les raccordements au réseau électrique
• les moyens d’accès au site par chemin de fer, routes et voies maritimes

Les renseignements devraient être suffisants pour permettre à la CCSN de vérifier que la conception de la centrale nucléaire est assortie de dispositions appropriées pour l’établissement d’une zone d’exclusion adéquate. Les renseignements présentés devraient démontrer que l’aménagement de l’installation tient compte des EIH pour renforcer la protection des SSC importants pour la sûreté. La demande devrait également inclure les dessins du plan d’aménagement de l’ensemble de la centrale, accompagnés d’une brève description des principaux systèmes et équipements de la centrale ainsi que de leurs fonctions et de leurs interactions distinctes. Les renseignements relatifs au plan d’aménagement de l’installation qui sont liés à la sécurité devraient être protégés lorsqu’ils sont soumis.

La demande devrait comprendre des renvois aux autres sections qui présentent des descriptions plus détaillées des SSC. La demande devrait décrire les principales interfaces et limites entre les systèmes et l’équipement sur le site fournis par différentes organisations chargées de la conception, y compris les interfaces avec les systèmes et l’équipement externes à la centrale (p. ex., le réseau électrique). La description devrait montrer en détail comment seront coordonnées les activités d’exploitation de la centrale.

La demande devrait inclure un renvoi aux renseignements confidentiels sur les mesures prises pour la protection physique de la centrale.

4.5.5 Conception de la structure

La demande devrait présenter des renseignements pertinents sur la conception du plan d’aménagement du site, ainsi que sur les ouvrages et les structures de génie civil liés à l’installation nucléaire. Elle devrait décrire les procédures de conception et d’analyse, les conditions limitatives supposées et les programmes informatiques utilisés dans les analyses. Les renseignements fournis sur l’aménagement du site et de la centrale devraient comprendre les bâtiments et les structures principaux, les sources d’eau de refroidissement, les raccordements au réseau et l’accès à tous les services essentiels requis pour l’exploitation en mode normal de même qu’en cas d’urgence.

La demande devrait décrire les principes de conception, les exigences et les critères relatifs au dimensionnement, de même que les codes et les normes applicables utilisés dans la conception. Elle devrait démontrer que les marges de sûreté sont suffisantes pour les bâtiments et les structures importants pour la sûreté nucléaire (p. ex., en ce qui a trait à la conception sismique et à la robustesse contre les événements internes et externes). La demande devrait clairement signaler et justifier tout écart par rapport aux codes et aux normes applicables ou à toute autre exigence relative à la conception.

La classification de sûreté pour chaque bâtiment contenant de l’équipement ou utilisé pour des activités importantes sur le plan de la sûreté devrait correspondre à la classification des systèmes et de l’équipement qu’il contient ou des activités pour lesquelles il est utilisé.

La demande devrait fournir la classification sismique pour chaque structure et chaque bâtiment. Les descriptions fournies à la présente section devraient indiquer la mesure dans laquelle les diverses combinaisons de charges ont été prises en compte, afin de confirmer la capacité du bâtiment à remplir ses fonctions de sûreté. Si une structure exerce une fonction autre qu’un soutien structural (par exemple, le blindage contre le rayonnement, les barrières de séparation ou le confinement), la demande devrait préciser les exigences additionnelles liées à cette fonction et les citer en référence dans les autres sections pertinentes de la demande.

La demande devrait décrire la gamme des exigences en matière de rendement et des charges structurales prévues, y compris tout élément de conception lié à des dangers particuliers au cours de l’exploitation, ainsi que tout élément de conception et mesure d’atténuation servant à composer avec les accidents hors dimensionnement.

La description des structures qui abritent des matières nucléaires (comme du combustible neuf, du combustible irradié, de l’eau ordinaire tritiée ou de l’eau lourde tritiée) devrait comprendre les éléments de conception (p. ex., les charges appliquées, les codes et les normes, les outils analytiques et les propriétés des matériaux), la stabilité structurale, les déplacements relatifs et la protection contre les événements internes et externes qui ont été pris en compte.

La description devrait inclure les exigences relatives à la sûreté du bâtiment ou du système de confinement, y compris, par exemple, son intégrité structurale, son étanchéité et sa résistance aux charges stables et perturbées (comme celles découlant des effets de la pression, de la température, du rayonnement et des effets mécaniques qui pourraient être causés par des événements hypothétiques internes et externes). La description devrait également inclure les principales caractéristiques de la conception des structures choisies pour satisfaire à ces exigences de sûreté.

La description devrait fournir des détails sur les exigences de sûreté et les caractéristiques de la conception des structures internes de confinement, telles que la structure de la voûte du réacteur, les portes de blindage, les sas, le contrôle de l’accès et les installations. La description devrait aussi décrire le couplage entre les structures internes et la principale structure de confinement qui influe sur la transmission des charges des événements externes aux structures internes.

La description du confinement devrait notamment inclure les précisions suivantes :

• la liste des guides et des exigences de conception applicables
• la description des structures, y compris :
  • la dalle-support et la couche de fondation
  • la conception des murs de confinement
  • les ouvertures et les percées dans les murs de confinement
  • le système de précontrainte
  • le revêtement du confinement et sa méthode de fixation

Si l’enceinte de confinement ou l’enceinte de confinement secondaire fait partie de la conception, la demande devrait décrire l’enceinte de confinement, y compris les modèles et les méthodes analytiques utilisés, de même que les résultats de l’évaluation de la capacité de pression maximale du confinement en fonction des critères d’acceptation correspondants. Pour les conceptions incluant une plaque de revêtement, la demande devrait présenter les procédures d’analyse et de conception de la plaque de revêtement et de son ancrage.

4.5.6 Conception du système

Le demandeur devrait présenter des renseignements pertinents pour la description du système, les SSC sous pression, la qualification environnementale de l’équipement, les interférences électromagnétiques, la qualification sismique ainsi que la sécurité-incendie et la protection contre les incendies.

Description du système

Le demandeur devrait décrire en détail les caractéristiques et les principaux composants du système et ses exigences en matière de dimensionnement (p. ex., les exigences fonctionnelles et les exigences de rendement liées à la définition du dimensionnement).

Conception des structures, systèmes et composants sous pression

La demande devrait décrire le fondement pour la conception des SSC sous pression et de leurs supports. La sélection des codes et des normes devrait correspondre à la classification de sûreté de chaque SSC et devrait pouvoir minimiser les défaillances potentielles.

Qualification de l’équipement

Le demandeur devrait fournir des processus détaillés et des renseignements pour un programme de qualification de l’équipement, lequel devrait indiquer les conditions de service de l’équipement. La demande devrait démontrer que l’équipement peut remplir ses fonctions de sûreté prévues selon les conditions environnementales définies pour tous les états de la centrale nucléaire pour lesquels il est validé. En ce qui concerne les SSC importants pour la sûreté, le programme devrait prendre en considération les effets du vieillissement dus à la durée de vie en service.

Interférences électromagnétiques

Le demandeur devrait démontrer que l’instrumentation et l’équipement électrique des SSC importants pour la sûreté sont protégés contre les défaillances causées par les interférences électromagnétiques (IEM) pour tous les états de la centrale pour lesquels ils sont validés.

L’information présentée devrait démontrer, comme il est précisé dans la conception, que l’instrumentation et l’équipement électrique peuvent fonctionner dans l’environnement électromagnétique appliqué de la centrale dans différents états et sans produire de perturbations électromagnétiques importantes touchant d’autre équipement dans la centrale.

La demande devrait inclure les stratégies d’aménagement de l’installation pour la mise en terre et le blindage, et devrait aussi préciser les exigences relatives à la manutention et au stockage des dispositifs qualifiés pour mesurer les IEM.

Qualification sismique

La demande devrait décrire comment la conception de la centrale protège les SSC (y compris les structures des bâtiments) contre les dommages causés par des tremblements de terre. Le demandeur devrait veiller à ce qu’une instrumentation soit en place pour surveiller l’activité sismique sur le site pendant tout le cycle de vie de l’installation.

Les SSC importants pour la sûreté devraient être conçus pour résister à un séisme de dimensionnement. Pour ce qui est des séismes hors dimensionnement, le demandeur devrait démontrer, avec un niveau de confiance élevé, que la probabilité de défaillance des SSC validés pour fonctionner pendant et après l’événement est très faible.

4.5.7 Sécurité-incendie et système de protection-incendie

La demande devrait décrire de quelle manière les dispositions de conception de la centrale vont tenir compte de la prévention, la protection, le contrôle, l’atténuation, l’intervention et le rétablissement en cas d’incendie (y compris les explosions) dans le but de protéger les SSC, les personnes et l’environnement.

La demande devrait inclure un examen de la conception réalisé par une tierce partie indépendante. Celle-ci évaluera la conformité par rapport aux codes et aux normes applicables relatifs aux incendies, lesquels sont utilisés dans la conception pour la protection contre les incendies et les explosions.

4.5.8 Réacteur et système de refroidissement du réacteur

Les renseignements présentés devraient démontrer que le réacteur et le système de refroidissement du réacteur satisfont aux exigences énoncées dans le REGDOC-2.5.2 [12].

Le demandeur devrait fournir des renseignements pertinents concernant le réacteur, y compris une description sommaire :

• du comportement mécanique, nucléaire, thermique et hydraulique des conceptions des divers composants du réacteur
• du combustible, des parties internes de réacteur et des systèmes de contrôle de la réactivité
• de l’instrumentation connexe et des systèmes de contrôle en place, afin de démontrer la capacité du réacteur à exécuter ses fonctions de sûreté dans tous les états de fonctionnement de la centrale et tout au long de sa durée de vie

Le demandeur devrait vérifier que le programme de sûreté en matière de criticité nucléaire répond aux exigences énoncées dans le document RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire [18]. Pour des renseignements additionnels, consulter également le guide GD-327, Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [19].

Conception du système de combustible

Le demandeur devrait fournir les renseignements suivants concernant les aspects thermiques, mécaniques, thermohydrauliques et physiques de la conception de tous les systèmes et composants du combustible, y compris une description de la fabrication du combustible et un résumé de la gestion du combustible dans le cœur :

• les documents de conception de tous les systèmes de combustible qui doivent être utilisés, y compris les schémas de conception du combustible
• les exigences relatives au dimensionnement du combustible
• les évaluations de la conception du combustible
• une description des méthodes et des codes informatiques utilisés pour évaluer le comportement du combustible dans des conditions d’exploitation normale ou d’accidents
• des plans de mise à l’essai, d’inspection et de surveillance
• le processus de fabrication

Conception des parties internes du réacteur

La demande devrait décrire la conception des parties internes du réacteur et les exigences liées à leur dimensionnement, plus particulièrement :

• les structures dans lesquelles le combustible a été assemblé (p. ex., l’assemblage du combustible ou les grappes de combustible)
• les composants connexes requis pour le positionnement du combustible
• tous les éléments de soutien internes du réacteur, y compris toute disposition distincte pour la modération et l’emplacement du combustible

Les renseignements fournis devraient être liés aux autres sections qui portent sur le combustible du réacteur et à sa manutention et son stockage, et servir de complément, notamment :

• les propriétés physiques et chimiques des composants du combustible, y compris :
  • les aspects thermohydrauliques, structuraux et mécaniques
  • la réponse prévue aux charges mécaniques statiques et dynamiques, de même que leur comportement
  • une description des effets de l’irradiation sur la capacité des parties internes du réacteur à exécuter adéquatement leurs fonctions de sûreté tout au long de la durée de vie de la centrale
• tout composant important du sous-système, y compris toute disposition distincte pour la modération et l’emplacement du combustible (fournir les schémas de conception correspondants)
• la prise en considération des effets du service sur le rendement des fonctions de sûreté, dont les programmes de surveillance et d’inspection des parties internes du réacteur, dans le but de surveiller les effets de l’irradiation sur ces parties internes et leur vieillissement
• le programme de surveillance du comportement et du rendement du cœur, qui devrait comprendre des dispositions visant à surveiller les éléments neutroniques, les dimensions et les températures du cœur

Conception nucléaire et rendement du cœur du réacteur nucléaire

La demande devrait décrire la façon dont la conception répond aux exigences liées au dimensionnement pour :

• la conception nucléaire du combustible
• les systèmes de contrôle de la réactivité (y compris les limites de contrôle nucléaire et de la réactivité comme l’excédent de réactivité, la combustion du combustible et les contre­réactions de réactivité)
• la durée de vie du cœur du réacteur
• les stratégies de remplacement du combustible
• les coefficients de réactivité
• les critères de stabilité
• les taux maximum d’insertion et de retrait de réactivité contrôlée
• le contrôle des distributions de puissance
• les marges d’arrêt
• les critères pour la vitesse des barres et les barres coincées
• le contrôle des éléments de compensation chimiques et mécaniques
• les exigences en matière de poison neutronique
• toutes les mesures d’arrêt

La description devrait également inclure, le cas échéant, les éléments suivants de la conception, s’ils s’appliquent :

• les distributions de l’enrichissement du combustible
• les distributions du poison consommable
• les caractéristiques physiques du réseau ou de l’assemblage propre aux paramètres de la conception nucléaire
• les fractions de neutrons retardés et les durées de vie des neutrons
• la durée de vie et la combustion du cœur du réacteur
• l’accumulation de plutonium
• les taux d’insertion de poison soluble
• l’épuisement du xénon et d’autres exigences relatives aux perturbations

Des renseignements additionnels détaillés sur les éléments suivants devraient être fournis, s’il y a lieu :

• les distributions de puissance
• les coefficients de réactivité
• les exigences en matière de contrôle de la réactivité
• les dispositifs de réactivité
• la criticité au cours du rechargement du combustible
• la stabilité du cœur du réacteur; les questions d’irradiation
• les méthodes d’analyse utilisées (de même que les renseignements relatifs à la vérification et à la validation et les incertitudes)
• les plans de mises à l’essai et d’inspection
• les lignes de conduite pour l’exploitation

Conception thermohydraulique du cœur

La demande devrait inclure des renseignements concernant le réacteur et la conception thermohydraulique du système de refroidissement du réacteur, y compris ce qui suit :

• les exigences relatives au dimensionnement, la conception thermique et hydraulique du cœur du réacteur et des structures attenantes, ainsi que les exigences relatives à l’interface pour la conception thermique et hydraulique du système de refroidissement du réacteur
• les outils analytiques, les méthodes et les codes informatiques (de même que les codes relatifs à la vérification et les renseignements liés à la validation et aux incertitudes) utilisés pour calculer les paramètres thermiques et hydrauliques
• distributions d’écoulement, de pression, de vide et de température, leurs valeurs limitatives et une comparaison avec les limites de conception
• la justification de la stabilité thermohydraulique du cœur, par exemple la stabilité en situation d’écoulement naturel ou forcé par rapport :
  • à la rétroaction neutronique et thermohydraulique
  • aux variations de flux
  • aux instabilités des canaux parallèles

Systèmes de contrôle de la réactivité

La conception des systèmes de contrôle de la réactivité devrait comporter des moyens de détection des niveaux et des distributions du flux neutronique. L’information concernant les systèmes de contrôle de la réactivité devrait comprendre les éléments suivants, sans toutefois s’y limiter :

• les exigences relatives au dimensionnement des systèmes
• des preuves comme quoi les systèmes de contrôle de la réactivité, y compris tout équipement auxiliaire essentiel, sont conçus pour fournir le rendement fonctionnel requis et sont adéquatement isolés de l’autre équipement
• la description des tests de qualification et de démarrage qui ont été réalisés afin de garantir que le rendement de l’équipement et des systèmes est conforme aux exigences de conception et correspond aux déclarations concernant leur rendement faites dans l’analyse de sûreté
• une description de la manière dont les exigences de séparation et de diversité ont été respectées
• une description du taux d’insertion de la réactivité et de la profondeur de chaque système de contrôle de la réactivité

Les systèmes d’instrumentation et de contrôle des SSC importants pour la sûreté et les systèmes de contrôle de la réactivité devraient tous satisfaire aux exigences relatives aux mécanismes d’arrêt d’urgence.

Matériaux du réacteur

La demande devrait décrire les matériaux utilisés dans la fabrication des composants du réacteur (y compris les matériaux de l’enveloppe sous pression du système de refroidissement du réacteur, les matériaux pour les fonctions de soutien du cœur du réacteur ainsi que les matériaux des composants à l’intérieur du cœur comme les barres de commande et l’instrumentation). La demande devrait fournir des renseignements sur les spécifications des matériaux, y compris :

• leurs propriétés chimiques, physiques et mécaniques
• leur résistance à la corrosion
• leur stabilité dimensionnelle, leur intégrité, leur robustesse, leur dureté et leur tolérance aux fissures
• la microstructure et les détails relatifs à la fabrication des matériaux, quand cet aspect est important

La demande devrait décrire les propriétés et le rendement requis des joints d’étanchéité et les dispositifs de fixation de l’enveloppe sous pression primaire.

La demande devrait décrire un programme de surveillance des matériaux visant à répondre à toute dégradation potentielle des matériaux pour tous les composants, surtout en ce qui concerne les composants qui fonctionnent dans des zones à champs de rayonnement élevé, afin de déterminer les effets métallurgiques ou les autres effets de dégradation associés à des facteurs comme l’irradiation, la fissuration par corrosion sous contrainte, la corrosion accélérée par les écoulements, la fragilisation thermique, la fatigue causée par les vibrations et d’autres mécanismes de vieillissement.

Les propriétés neutroniques des matériaux des barres de commande devraient être examinées dans la section sur la conception nucléaire et le rendement du cœur du réacteur nucléaire.

Conception du système de refroidissement du réacteur et des systèmes auxiliaires du réacteur

La demande devrait présenter les exigences relatives au dimensionnement pour le système de refroidissement du réacteur et ses principaux composants. La demande devrait décrire le rendement et les caractéristiques de la conception du système pour que ses divers composants et ses sous-systèmes connexes respectent les exigences en matière de sûreté visant la conception.

Les renseignements présentés devraient démontrer que les SSC du système de refroidissement du réacteur sont conçus, fabriqués et installés de manière à pouvoir réaliser des inspections périodiques et des tests pendant toute leur durée de vie.

S’il y a lieu, les renseignements fournis devraient couvrir :

• les pompes du liquide de refroidissement du réacteur
• les générateurs de vapeur ou les chaudières
• le système de dépressurisation
• la tuyauterie du système de refroidissement du réacteur
• le système d’isolation des tuyaux de vapeur principaux
• le système de refroidissement et d’isolation du cœur du réacteur
• les tuyaux de vapeur principaux et les canalisations principales d’eau d’alimentation
• le pressuriseur
• le système de décharge de vapeur
• les dispositions pour le refroidissement principal et d’urgence
• le système d’évacuation de la chaleur résiduelle et ses composants comme les pompes et les valves
• les supports des tuyauteries, des cuves et des composants

La demande devrait préciser où se trouve, dans la documentation sur la conception, les renseignements sur les inspections, y compris l’examen volumétrique ou visuel et les mises à l’essai.

La demande devrait décrire tous les autres systèmes associés au réacteur qui ne sont pas présentés ailleurs dans la demande. Par exemple, l’information sur le réacteur CANDU devrait notamment porter sur le système modérateur et ses auxiliaires, le système de refroidissement des boucliers d’extrémité et le circuit du gaz annulaire. En ce qui a trait aux réacteurs à eau ordinaire, il pourrait s’agir par exemple du détecteur des fuites primaire.

Intégrité de l’enveloppe sous pression du système de refroidissement du réacteur

La demande devrait inclure les résultats des évaluations analytiques et numériques détaillées des contraintes ainsi que des études de mécanique technique et de mécanique de la fissure pour tous les composants qui forment l’enveloppe sous pression du système de refroidissement du réacteur.

La demande devrait tenir compte de toute la gamme des conditions d’accident d’exploitation et hypothétiques pour tous les modes de fonctionnement, y compris l’arrêt. La description devrait faire directement référence aux analyses détaillées des contraintes pour chacun des principaux composants, afin de permettre la réalisation d’autres évaluations si nécessaire.

Les renseignements devraient être suffisamment détaillés pour démontrer que les matériaux, les méthodes de fabrication, les techniques d’inspection, les conditions de chargement et les combinaisons des charges utilisés sont conformes à tous les règlements, les codes et les normes applicables. Les matériaux de l’enveloppe sous pression, les limites pression-température et l’intégrité de l’enveloppe sous pression du réacteur (y compris les facteurs de fragilisation) devraient également être pris en compte.

Si la conception du réacteur comprend une calandre, la demande devrait présenter des renseignements semblables pour ces composants à un niveau de détail correspondant à leur importance sur le plan de la sûreté.

4.5.9 Systèmes de sûreté et systèmes de soutien en matière de sûreté

L’information dans la demande devrait démontrer que les systèmes de sûreté assurent l’arrêt sécuritaire du réacteur ou l’enlèvement de la chaleur résiduelle du cœur, ou limitent les conséquences d’IFP et d’AD. La demande devrait décrire comment le système de soutien en matière de sûreté appuie l’exploitation d’un ou de plusieurs systèmes de sûreté.

Systèmes d’arrêt

La demande devrait décrire les moyens d’arrêter le réacteur, de réduire la puissance du réacteur à une faible valeur et de la maintenir pendant le temps nécessaire lorsque le système de contrôle de la puissance du réacteur et les caractéristiques inhérentes sont insuffisants ou incapables de maintenir la puissance du réacteur à l’intérieur des paramètres d’exploitation sûre (PES).

Système de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur

La demande devrait décrire le système de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur (SRUC). Les systèmes qui alimentent en électricité ou en eau l’équipement utilisé pour le fonctionnement du SRUC devraient être considérés comme des systèmes de soutien en matière de sûreté.

Le demandeur devrait prendre des mesures pour que l’injection du liquide de refroidissement d’urgence, si elle est requise, ne pourra pas facilement être empêchée par l’opérateur.

La demande devrait démontrer que la sûreté de la centrale ne serait pas touchée même si une partie ou la totalité du SRUC était actionnée par inadvertance.

Enceinte de confinement

La demande devrait décrire la structure de confinement mise en place afin de minimiser le rejet de matières radioactives dans l’environnement pour les divers états de fonctionnement et en cas d’accident de dimensionnement (AD). L’enceinte de confinement devrait également aider à atténuer les conséquences des conditions additionnelles de dimensionnement (CAD). De plus, elle devrait faire partie du système de sûreté et elle pourrait inclure des caractéristiques de conception complémentaires.

Système d’évacuation d’urgence de la chaleur

La demande devrait décrire le système d’évacuation d’urgence de la chaleur (SEUC) qui évacue la chaleur résiduelle afin de respecter les limites de conception du combustible et les limites des conditions de l’enveloppe du système de refroidissement du réacteur.

Si l’activation du SEUC est requise pour atténuer les conséquences d’un AD, alors le SEUC devrait être conçu conformément aux caractéristiques d’un système de sûreté.

Le demandeur devrait démontrer que le SEUC fonctionnera tel que prévu peu importe les CAD.

Systèmes de soutien en matière de sûreté

Les renseignements présentés devraient démontrer que les systèmes de soutien en matière de sûreté assurent la disponibilité des fonctions de sûreté fondamentales dans tous les états de fonctionnement, les AD et les conditions additionnelles de dimensionnement (CAD). La conception devrait inclure des systèmes de soutien d’urgence en matière de sûreté en cas de perte du service normal et, s’il y a lieu, en cas de perte simultanée des systèmes de secours.

4.5.10 Systèmes d’alimentation électrique

La demande devrait préciser les fonctions et les caractéristiques de rendement requises pour chaque système d’alimentation électrique qui fournit une alimentation normale, de relève, d’urgence et de remplacement pour garantir :

• une capacité suffisante pour soutenir les fonctions de sûreté des charges connectées dans les divers états de fonctionnement, les AD et les CAD
• une fiabilité et une disponibilité proportionnelles à l’importance pour la sûreté des charges connectées

4.5.11 Instrumentation et contrôle

La demande devrait décrire les systèmes d’instrumentation et de contrôle (IC) utilisés pour appuyer le dossier de sûreté de l’installation. Dans le but d’assurer la sûreté de la centrale et de rassembler des données appropriées sur les états de la centrale, le demandeur devrait prévoir une instrumentation pour surveiller et contrôler les variables et systèmes de la centrale dans les divers états de fonctionnement, les AD et les CAD.

4.5.12 Installations de commande

Le demandeur devrait fournir une description des installations de commande de la centrale, y compris la salle de commande principale, la salle de commande auxiliaire et les installations de soutien d’urgence.

La description devrait porter sur les systèmes, l’équipement, l’approvisionnement et les procédures d’habitabilité qui sont en place afin de garantir que les membres du personnel essentiel de la centrale, y compris les employés des salles de commande principale et auxiliaire, peuvent demeurer à leur poste, faire fonctionner la centrale en toute sécurité et dans tous les états de fonctionnement, et maintenir l’état sûr de la centrale dans toutes les conditions d’accident envisagées dans le dossier de sûreté.

La demande devrait indiquer des voies d’évacuation d’urgence et des moyens de communication. Elle devrait décrire comment le personnel se déplacera de la salle de commande principale à la salle de commande auxiliaire lorsque les circonstances l’exigeront, et démontrer que cet itinéraire est dûment qualifié pour garantir un passage en toute sécurité dans ces circonstances. En plus des systèmes d’habitabilité des salles de commande, cette section devrait porter sur :

• le blindage
• les systèmes de purification de l’air
• les systèmes de contrôle des conditions climatiques
• la capacité d’entreposage de nourriture et d’eau, s’il y a lieu

4.5.13 Système d’alimentation en vapeur d’eau

Le demandeur devrait fournir des renseignements sur la conception du système d’alimentation en vapeur, y compris les conduites de vapeur, la tuyauterie et les cuves des systèmes de vapeur et d’eau d’alimentation et les groupes turbo-alternateurs. Le demandeur devrait établir une marge suffisante dans la conception, de sorte que les limites de l’enveloppe sous pression ne seront pas dépassées peu importe l’état de fonctionnement et les AD.

La demande devrait démontrer que la tuyauterie et les cuves sont séparées des systèmes électriques et de contrôle, dans la mesure du possible.

La demande devrait démontrer que les turbo-alternateurs sont munis de systèmes de protection pour réduire au minimum la possibilité de missiles provoqués par une rupture de turbine frappant des SSC importants pour la sûreté.

4.5.14 Systèmes auxiliaires de la centrale

La demande devrait décrire les systèmes auxiliaires de la centrale, y compris les exigences liées à leur dimensionnement. Elle devrait aussi décrire tout autre système auxiliaire de la centrale dont le fonctionnement pourrait influer sur la sûreté de cette dernière, et qui n’a pas été traité ailleurs dans la demande (p. ex., les systèmes de communication et d’éclairage).

Systèmes d’alimentation en eau

Le demandeur devrait fournir des renseignements sur les systèmes d’alimentation en eau associés à la centrale, y compris les systèmes d’eau de service de la centrale, le circuit de refroidissement des systèmes auxiliaires du réacteur, le système d’appoint pour l’eau déminéralisée, le circuit d’eau de refroidissement du condenseur, la source froide finale et les réservoirs de stockage des condensats.

Les exigences en ce qui concerne la fiabilité et l’importance sur le plan de la sûreté visant chacun des systèmes d’alimentation en eau devraient être traitées en fonction de toute déclaration dans le dossier de sûreté au sujet de leur disponibilité pour fournir le refroidissement. Ces systèmes d’alimentation en eau qui soutiennent les SSC importants pour la sûreté ou les fonctions de sûreté devraient répondre aux attentes du système de soutien en matière de sûreté.

Transfert de chaleur vers une source froide finale

La demande devrait décrire les systèmes permettant de transférer la chaleur résiduelle des SSC importants pour la sûreté vers une source froide finale. Cette fonction générale devrait être extrêmement fiable pour les divers états de fonctionnement, les AD et les CAD.

Systèmes opérationnels auxiliaires

La demande devrait décrire les systèmes auxiliaires associés au système opérationnel du réacteur, y compris, sans toutefois s’y limiter :

• les circuits d’air comprimé
• les systèmes opérationnels et d’échantillonnage post-accident
• les systèmes de drainage de l’équipement et du plancher
• les systèmes de contrôle chimique et de contrôle des volumes
• le circuit d’épuration

La demande devrait aussi définir l’état d’arrêt garanti (EAG) qui soutiendra les activités d’entretien sécuritaire de la centrale nucléaire.

Systèmes de chauffage, de ventilation et de conditionnement d’air

La demande devrait décrire les systèmes de chauffage, de ventilation et de conditionnement d’air (CVCA). La description devrait aussi porter sur les installations de commande, la zone des piscines de stockage du combustible usé, l’aire de stockage des déchets secondaires et radioactifs, le bâtiment de la turbine (dans les réacteurs à eau bouillante), ainsi que les systèmes de ventilation pour les systèmes de sûreté, entre autres.

L’importance, au chapitre de la sûreté, de tout système de CVCAR validé dans l’analyse de sûreté de la centrale devrait être clairement établie, notamment toutes les dépendances de fonctionnalité communes liées à la sûreté, comme le système de conditionnement d’air d’une salle d’équipement qui peut contenir de multiples divisions ou regroupements de systèmes de soutien.

4.5.15 Manutention et stockage du combustible

La demande devrait inclure une description des systèmes de manutention et de stockage du combustible, y compris des détails sur :

• la surveillance et les alarmes
• la prévention de la criticité
• le blindage, la manutention, le stockage, le refroidissement, le transfert et le transport du combustible irradié et non irradié

La demande devrait aussi inclure une description des méthodes de détection du combustible défectueux dans le réacteur.

4.5.16 Traitement et contrôle des déchets

La demande devrait décrire la façon de réduire au minimum la production de déchets radioactifs et dangereux et de caractériser, de contrôler, de manipuler, de conditionner et d’évacuer ces déchets.

Elle devrait également décrire comment les rejets à l’intérieur de la centrale et dans l’environnement seront surveillés et contrôlés de manière à ce qu’ils demeurent à l’intérieur des limites prescrites.

4.5.17 Laboratoires et installations nucléaires de catégorie II

Le demandeur devrait fournir des renseignements sur la conception des laboratoires et des installations nucléaires de catégorie II situés dans l’enceinte de la centrale nucléaire. Leur conception devrait répondre aux exigences du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, s’il y a lieu.

Le demandeur devrait fournir des renseignements sur les dispositions relatives au stockage d’articles comme l’outillage contaminé et les sources de rayonnement, sans toutefois s’y limiter.

Pour plus de renseignements, consulter le document GD-52, Guide de conception des laboratoires de substances nucléaires et des salles de médecine nucléaire [20].

4.6 Aptitude fonctionnelle

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les activités qui ont une incidence sur l’état physique des structures, des systèmes et des composants pour qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes établis pour que tout l’équipement puisse remplir quand il le faut les fonctions prévues par sa conception.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)d), e), i) et j) et 12(1)c) et f)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3f), et 6b), c), d), m) et n)
• Règlement sur la radioprotection

4.6.1 Considérations générales

La demande devrait identifier tous les SSC importants pour la sûreté (comme ils sont décrits dans le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires [12]) dans la demande de permis.

4.6.2 Programme de fiabilité

Le programme de fiabilité doit satisfaire aux exigences du document d’application de la réglementation RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [15].

Le demandeur devrait présenter une description du programme de fiabilité pour les systèmes de la centrale dont la défaillance pourrait avoir une incidence sur le risque de rejet de matières radioactives ou dangereuses. Le programme devrait comporter des exigences pour :

• l’établissement des cibles de fiabilité
• la réalisation d’évaluations de la fiabilité
• les essais et la surveillance
• la production de rapports réglementaires

Les programmes de fiabilité établissent des processus pour démontrer que les SSC sont toujours capables d’exécuter la fonction pour laquelle ils sont conçus conformément aux spécifications prédéfinies. Les programmes comprennent des processus pour mesurer le rendement par rapport aux objectifs, aux buts et aux cibles, et pour les initiatives d’amélioration continue. Les éléments du programme comprennent la détermination des systèmes importants pour la sûreté pour le programme de fiabilité, les rapports et l’analyse liés à l’intégrité des systèmes ainsi que les mesures prises pour donner suite aux rapports sur la dégradation des enveloppes sous pression.

4.6.3 Programme d’entretien

Les activités d’entretien comprennent la surveillance, l’inspection, la mise à l’essai, l’évaluation, l’étalonnage, l’entretien, la remise en état, la réparation et le remplacement des pièces.

Le programme d’entretien doit satisfaire aux exigences du document RD/GD­210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [21].

La demande devrait comprendre un programme d’entretien clairement défini contenant les mesures, les politiques, les méthodes et les procédures proposées pour gérer l’entretien des SSC. Les programmes d’entretien devraient garantir que les SSC demeurent capables de remplir leur fonction de la façon décrite dans les documents de conception et les analyses de la sûreté, lesquels font partie du fondement d’autorisation de la centrale.

Le programme d’entretien devrait comprendre des processus pour la planification, la surveillance, l’établissement du calendrier et l’exécution des activités opérationnelles qui garantissent que les SSC continuent de respecter leurs spécifications en matière de conception, qui préviennent une future dégradation ou qui corrigent les défaillances ou les indisponibilités actuelles.

Le programme d’entretien devrait décrire :

• les activités d’entretien préventif
• les processus d’entretien et les exigences en matière de conservation des documents
• l’entretien correctif
• l’étalonnage des appareils de mesure et de surveillance
• la surveillance des SSC et l’optimisation des activités
• la gestion des arrêts et l’évaluation des travaux
• la planification et l’établissement des calendriers des travaux
• l’exécution des travaux
• les procédures d’entretien
• la vérification et les essais effectués après l’entretien
• l’évaluation du programme d’entretien

Le programme d’entretien devrait être optimisé au moyen d’une analyse minutieuse des systèmes et de l’équipement de la centrale. Le programme peut employer une méthode d’entretien axée sur la fiabilité, dans le cadre de laquelle les activités d’entretien visent les systèmes et l’équipement qui sont importants pour l’exploitation, la sûreté et la fiabilité de la centrale.

Des indicateurs de rendement des activités d’entretien devraient être établis, ainsi qu’un processus permettant de comparer ces activités aux pratiques exemplaires de l’industrie. Pour plus de renseignements sur les indicateurs de rendement des activités d’entretien, consulter le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [22].

4.6.4 Programme de gestion du vieillissement

La demande doit comprendre un programme de gestion intégrée du vieillissement clairement défini qui satisfait aux exigences du REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement [23].

Le programme de gestion du vieillissement devrait inclure les processus qui assurent la fiabilité et la disponibilité des fonctions de sûreté des SSC requises tout au long de la durée de vie en service de la centrale nucléaire.

Il devrait aussi tenir compte du vieillissement matériel et de l’obsolescence des SSC.

Le programme de gestion du vieillissement devrait porter sur les éléments suivants :

• les dispositions organisationnelles
• la collecte de données et la tenue de registres
• l’examen préalable et le processus de sélection pour la gestion du vieillissement
• l’évaluation de la gestion du vieillissement
• les évaluations de l’état
• les programmes de gestion du vieillissement propres aux SSC
• la gestion de l’obsolescence
• les interfaces avec les autres programmes de soutien de la centrale
• la mise en œuvre des programmes de gestion du vieillissement
• le processus d’examen et d’amélioration des programmes de gestion du vieillissement

Des programmes de gestion du vieillissement propres aux SSC (également appelés plans de gestion du cycle de vie [PGCV]), devraient être présentés pour les composants principaux, conformément au cadre général du programme intégré de gestion du vieillissement, et tenir compte des éléments d’un programme de gestion du vieillissement efficace énumérés à l’annexe A du REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement [23]. Des PGCV pourraient devoir être élaborés pour des composants principaux comme les canaux de combustible, les conduites d’alimentation, les générateurs de vapeur et les composants et structures du réacteur. Les programmes de gestion du vieillissement propres aux SSC (ou les PGCV) devraient comprendre des calendriers structurés et prospectifs d’inspection et d’entretien, des exigences visant la surveillance et l’établissement des tendances des effets du vieillissement et toute mesure préventive nécessaire pour minimiser et contrôler la dégradation des SSC due au vieillissement.

Des programmes d’inspections périodiques ou d’inspections en cours d’exploitation peuvent être directement intégrés aux programmes de gestion du vieillissement ou aux PGCV, ou être traités comme des programmes autonomes. Lorsqu’ils sont traités comme des programmes autonomes, leur rôle dans le cadre de gestion du vieillissement devrait être défini.

4.6.5 Programme de contrôle chimique

La demande devrait comporter un programme de contrôle chimique clairement défini qui énonce les buts et les objectifs du programme. Le programme devrait :

• préserver l’intégrité des SSC importants pour la sûreté
• réduire le plus possible les effets nuisibles des impuretés chimiques et de la corrosion sur les SSC de la centrale
• permettre de réduire au minimum l’accumulation de matières radioactives et l’exposition professionnelle au rayonnement
• limiter le rejet de produits chimiques et de matières radioactives dans l’environnement

Le demandeur devrait démontrer que le programme de contrôle chimique établit des processus et des exigences générales concernant le contrôle efficace durant l’exploitation et en conditions d’arrêt temporaire pour garantir que l’équipement essentiel de la centrale fonctionne de façon sûre et fiable au cours de la période d’autorisation demandée. La demande devrait comprendre un ensemble de documents sur le fondement technique qui établissant le dimensionnement du contrôle chimique.

Le demandeur devrait démontrer qu’un programme de surveillance chimique est établi et mis en œuvre pour vérifier l’efficacité du contrôle chimique dans les systèmes de la centrale. Le programme devrait être utilisé pour détecter les tendances présentées par les paramètres et pour découvrir et éliminer les effets indésirables et les conséquences des paramètres chimiques dont les valeurs dépassent les limites permises.

Le demandeur devrait démontrer qu’il a considéré utiliser la méthode de surveillance en ligne des paramètres de contrôle comme méthode de surveillance privilégiée pour évaluer les conditions chimiques dans les systèmes de la centrale. Il devrait aussi démontrer qu’un programme d’étalonnage et d’entretien est établi pour tous les instruments de surveillance en ligne et en laboratoire. Le demandeur devrait démontrer qu’il existe une redondance ou une équivalence des installations de laboratoire pour que des services d’analyse soient fournis en tout temps.

Le demandeur devrait démontrer que le programme de contrôle chimique comprend des spécifications chimiques définies pour les systèmes, des procédures pour la surveillance des paramètres chimiques, des activités d’établissement des tendances et de surveillance ainsi que des procédures pour le stockage et la manutention des produits chimiques.

La demande devrait inclure un système d’échantillonnage post-accident ou une installation d’échantillonnage adéquate. Le cas échéant, le demandeur devrait décrire les autres méthodes adoptées pour évaluer les dommages au cœur et estimer le stock de produits de fission rejetés dans l’enceinte de confinement.

Le demandeur devrait démontrer que l’organisation exploitante a des procédures visant les produits chimiques et le contrôle de leur qualité. La demande devrait inclure une liste des produits chimiques approuvés.

Le demandeur devrait démontrer que le programme de contrôle chimique comprend des procédures de sélection, de surveillance et d’analyse du régime chimique; des instructions pour les activités liées aux processus chimiques et à l’évaluation des résultats d’exploitation; des limites d’exploitation et de référence pour les paramètres chimiques et les seuils d’intervention, ainsi que les mesures correctives possibles (par exemple vérifier que les bons produits chimiques sont utilisées en bonnes quantités).

4.6.6 Programmes d’inspections et d’essais périodiques et en cours d’exploitation

La demande devrait comprendre des programmes d’inspections et d’essais périodiques et en cours d’exploitation pour les SSC suivants :

• composants des systèmes nucléaires sous pression
• composants du confinement
• structures de confinement
• structures liées à la sûreté
• composants sous pression importants pour la sûreté dans la partie classique de la centrale

Les programmes d’inspections et d’essais périodiques et en cours d’exploitation comprennent l’inspection des SSC et des essais physiques sur ces derniers pour confirmer que la dégradation due à l’exploitation n’a pas augmenté la probabilité de défaillance d’une barrière contre le rejet de substances radioactives.

La demande devrait présenter les codes et les normes que le demandeur compte utiliser comme fondement pour les programmes de conception, d’inspection et de mise à l’essai. L’acceptation réglementaire des codes et des normes proposés sera prise en considération dans le cadre du processus d’examen de la demande.

La demande devrait inclure des programmes d’inspection pour les composants sous pression de la partie classique de la centrale, fondés sur les exigences du programme de gestion du vieillissement.

Les documents relatifs au programme devraient décrire les activités d’inspection de base mises en œuvre pour établir l’état d’un SSC au moment de sa mise en service et décrire les activités d’inspection périodique prévues tout au long de la durée de vie utile de la centrale.

Si les codes et normes énumérés à l’annexe B ne s’appliquent pas à la conception d’une centrale particulière, la demande devrait inclure d’autres codes ou normes qui respectent l’intention des normes actuelles du Groupe CSA et une justification du choix de ces codes ou normes.

Les programmes d’inspection peuvent être divisés en fonction du type de composant ou d’autres critères pertinents et des documents distincts peuvent être présentés pour les différents programmes d’inspection.

4.7 Radioprotection

Le DSR Radioprotection englobe la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes soient surveillés, contrôlés et maintenus au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA).

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)e) et f)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 6d), e), h), i), k), m) et n) et article 14
• Règlement sur la radioprotection
• Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, articles 5, 8, 20 et 23

Le programme de radioprotection devrait être conçu de manière à correspondre aux risques radiologiques liés aux activités autorisées, en se fondant sur une analyse approfondie des risques radiologiques, de l’exposition au rayonnement et des évaluations des doses, et à une optimisation des doses afin de respecter le principe ALARA.

4.7.1 Identification et évaluation des risques radiologiques

Le demandeur devrait fournir l’évaluation des risques radiologiques et l’évaluation de la sûreté réalisées lors de l’élaboration de son programme de radioprotection.

Les sources potentielles d’exposition au rayonnement devraient être indiquées et les voies d’exposition, analysées. Le demandeur devrait tenir compte des sources contenues et des sources immobiles, de la criticité potentielle hors du cœur (résultant de la manipulation inadéquate du combustible enrichi) et des sources potentielles de matières radioactives en suspension dans l’air. Le demandeur devrait vérifier que le programme de sûreté en matière de criticité nucléaire répond aux exigences énoncées dans le document RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire [18]. Pour des renseignements additionnels, consulter également le guide GD-327, Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [19].

Une estimation des doses de rayonnement annuelles collectives, efficaces individuelles et équivalentes individuelles reçues par les personnes choisies aux fins de surveillance devrait être fournie, y compris les méthodes d’estimation des doses.

4.7.2 Application du principe ALARA

Le demandeur devrait présenter la politique qui documente l’application du principe ALARA. Elle devrait être intégrée au programme de radioprotection pour veiller à ce que les expositions au rayonnement et les doses respectent le principe ALARA. Les renseignements présentés devraient démontrer qu’il existe un engagement suffisant de la direction à l’égard de l’établissement de cette politique.

Pour plus de renseignements, consulter le guide G-129 révision 1, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) » [24].

4.7.3 Éléments du programme de radioprotection

Le demandeur devrait démontrer que le programme de radioprotection comporte les éléments suivants :

• organisation et administration de la radioprotection
• formation et qualifications en matière de radioprotection
• classification des zones et des règles locales
• contrôle des doses et de l’exposition au rayonnement
• équipement et instruments de radioprotection
• surveillance du rayonnement et évaluation des doses
• contrôle de la contamination
• préparation aux situations inhabituelles
• supervision du programme de radioprotection

Les renseignements présentés devraient confirmer que le programme de radioprotection est fondé sur une évaluation du risque qui tient compte de l’emplacement et de l’ampleur de tous les risques radiologiques.

Organisation et administration de la radioprotection

Le demandeur devrait présenter la structure organisationnelle liée au programme de radioprotection, y compris les rôles et les responsabilités ainsi que les exigences relatives à l’expérience, à la formation et aux qualifications de chaque poste.

Le demandeur devrait présenter les politiques et les procédures qui permettront d’assurer un contrôle suffisant des méthodes de travail par la direction.

Formation et qualifications en matière de radioprotection

Le demandeur devrait fournir son programme de formation en matière de radioprotection, qui devrait comprendre les méthodes employées pour la formation, le recyclage et la familiarisation ainsi que pour la tenue à jour des manuels d’instructions en matière de radioprotection.

La demande devrait préciser les connaissances et les compétences requises par tous les employés, y compris le personnel chargé de la radioprotection, les entrepreneurs et les visiteurs.

Classification des zones et règles locales

Le demandeur devrait présenter la classification des zones au sein de la centrale nucléaire, ainsi que les critères et les justifications pour la désignation des zones de rayonnement, y compris les limites des zones prévues pour l’exploitation normale, le rechargement du combustible et les conditions d’accident. Les zones devraient être fondées sur les débits de dose prévus, les niveaux de contamination, la concentration de radionucléides en suspension dans l’air, les exigences relatives à l’accès et des exigences particulières (comme le besoin de séparer les trains de sûreté). Les justifications du zonage devraient comprendre les mesures prises pour que les expositions au rayonnement respectent le principe ALARA, pour prévenir la propagation de la contamination et pour prévenir ou limiter les expositions potentielles au rayonnement.

Le demandeur devrait démontrer qu’une signalisation adéquate est prévue dans les zones.

Les renseignements présentés devraient confirmer que des règles locales ont été établies et décrites pour les zones.

Contrôle des doses et de l’exposition au rayonnement

Le demandeur devrait prévoir des méthodes de contrôle des doses et de l’exposition au rayonnement, y compris les politiques et procédures servant de fondement aux instructions de travail et dont l’objectif est la conformité des expositions et des doses au principe ALARA.

Le demandeur devrait fournir la politique et les procédures destinées à la planification des travaux radiologiques et à la protection pendant les travaux. La demande devrait démontrer que les risques radiologiques prévus sont aussi pris en considération lors de l’établissement des procédures d’exploitation et d’entretien.

Le demandeur devrait présenter les politiques relatives à l’équipement de protection individuelle contre le rayonnement (EPIR) et l’équipement de protection respiratoire, y compris les dispositions relatives à leur sélection, leur utilisation et leur entretien.

Le demandeur devrait décrire l’équipement servant à contrôler l’exposition au rayonnement et les doses de rayonnement.

Le demandeur devrait présenter les seuils d’intervention et leurs fondements.

Équipement et instruments de radioprotection

Le programme de radioprotection devrait contenir des critères de sélection de l’équipement et des instruments techniques de laboratoire, fixes et mobiles pour :

• la réalisation de contrôles radiologiques et de la contamination
• la surveillance et l’échantillonnage de la radioactivité dans l’air à l’intérieur de la centrale
• la surveillance du rayonnement dans les zones
• la surveillance du personnel en conditions d’exploitation normale, en cas d’IFP et en conditions d’accident

Le demandeur devrait indiquer la quantité de chaque type d’instrument. Les quantités et les types d’équipement devraient être adaptés aux besoins prévus pour l’exploitation normale et en situations d’urgence, en tenant compte du fait qu’il pourrait être inaccessible pendant l’étalonnage, l’entretien ou la réparation.

La demande devrait décrire les dispositions prévues pour les installations de stockage, d’étalonnage et d’entretien des instruments. Celles-ci devraient comprendre des détails sur la fréquence d’étalonnage, les programmes d’entretien et la traçabilité de l’utilisation des instruments. La demande devrait également décrire les services d’étalonnage de l’instrumentation ainsi que la façon dont le service garantit la traçabilité à un laboratoire d’étalonnage national.

Surveillance du rayonnement et évaluation des doses

Dans le programme de radioprotection, la demande devrait inclure la politique relative au programme de surveillance et de contrôle du rayonnement, avec des dispositions pour :

• la surveillance de routine, menée pour démontrer que le milieu de travail convient à la poursuite de l’exploitation et qu’il n’y a eu aucun changement susceptible d’entraîner une nouvelle évaluation des procédures d’exploitation
• la surveillance liée aux tâches, qui fournit des renseignements au sujet d’une tâche ou d’une opération particulière et qui sert de fondement aux décisions immédiates sur l’exécution de la tâche
• la surveillance spéciale, effectuée notamment durant la mise en service de nouvelles installations, à la suite de modifications majeures apportées aux installations ou aux procédures, ou lorsque l’exploitation est réalisée en conditions anormales (comme à la suite d’un incident ou d’un accident)

La demande devrait décrire les méthodes utilisées pour assurer la surveillance et effectuer les contrôles, de même que la fréquence, le type et le lieu des mesures à effectuer.

Le demandeur devrait fournir la politique relative à la surveillance du rayonnement et à l’évaluation des doses pour le personnel. Les renseignements devraient porter sur les procédures de surveillance du personnel, les essais biologiques et la tenue de dossiers et l’élaboration de rapports concernant les doses reçues par le personnel.

Contrôle de la contamination

Le programme de radioprotection devrait inclure la politique relative au programme de contrôle de la contamination. Celui-ci devrait comprendre des dispositions pour la surveillance et la décontamination des objets et des personnes dans les zones contrôlées, y compris les zones de stockage des outils et d’autres objets contaminés.

Préparation aux situations inhabituelles

La demande devrait inclure la politique décrivant les dispositions de radioprotection en cas d’IFP, d’AD et d’AHD ou d’accidents graves. Celles-ci devraient prendre en considération les contrôles de l’accès, les contrôles de l’habitabilité correctement conçus, les systèmes de communication, les capacités de surveillance du rayonnement adéquates, l’équipement et les instruments de radioprotection portatifs pour les interventions en cas d’urgence, ainsi que l’équipement et les instruments de protection individuelle contre le rayonnement.

Supervision du programme de radioprotection

Le demandeur devrait présenter une politique liée à la surveillance du programme de radioprotection comprenant notamment les éléments suivants :

• l’engagement de la direction
• l’attribution de responsabilités liées à l’assurance de la qualité et à la supervision du programme de radioprotection
• l’intégration des commentaires sur les mesures correctives au programme de radioprotection

Le demandeur devrait présenter une politique pour la réalisation d’examens réguliers du programme de radioprotection. Celle-ci devrait comprendre des détails sur le processus d’examen et la fréquence des examens. Ils devraient comprendre la mise à jour des procédures, de l’équipement et des installations qui doivent être améliorés. Le demandeur devrait présenter la politique d’élaboration des indicateurs de rendement (buts, objectifs et principes directeurs pour leur élaboration). Le demandeur devrait également fournir des détails sur les documents produits et les périodes de conservation de ceux-ci.

4.7.4 Dose au public

La demande devrait inclure, s’il y a lieu, les doses efficaces maximales reçues par le public en raison des activités menées à la centrale durant la période d’autorisation. Le demandeur devrait également présenter le fondement technique permettant de calculer les doses reçues par le public associées aux activités autorisées.

Ces renseignements peuvent être présentés avec ceux qui portent sur la protection de l’environnement.

4.8 Santé et sécurité classiques

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d’un programme de gestion des dangers en matière de sécurité au travail et de protection du personnel et de l’équipement.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéa 3(1)k)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3e) et f)

Cette section tient également compte des exigences du Code canadien du travail, Partie II.

4.8.1 Considérations générales

La demande devrait décrire le programme et la mise en œuvre de politiques visant à réduire au minimum le risque pour la santé et la sécurité des travailleurs que posent les dangers classiques (non radiologiques) sur les lieux de travail, y compris la gestion des dangers en matière de sécurité au travail et la protection du personnel et de l’équipement.

Le demandeur devrait démontrer que le programme de santé et de sécurité au travail (SST) répond aux exigences énoncées dans toutes les lois provinciales et fédérales applicables. Il devrait aussi veiller à ce que tous les travailleurs, y compris les entrepreneurs, se conforment aux politiques et aux procédures en matière de santé et de sécurité au travail du demandeur.

La SST aux installations nucléaires du Canada est réglementée par des organismes fédéraux et provinciaux, y compris Emploi et Développement social Canada, la CCSN et les divers ministères provinciaux du Travail. La demande devrait tenir compte de tout protocole d’entente (PE) établi entre les organismes fédéraux et provinciaux en ce qui concerne les questions de SST.

La demande devrait démontrer que le demandeur dispose de politiques visant à :

• exécuter de façon appropriée les politiques et les procédures concernant la santé et la sécurité des travailleurs
• prendre les dispositions nécessaires pour protéger la santé et la sécurité des personnes, notamment en prenant des mesures afin :
  • de démontrer que le programme de SST en vigueur sur le site est bien surveillé
  • d’assurer la conformité aux exigences et aux règlements applicables en matière de SST
  • de donner une formation en SST appropriée aux personnes qui prennent part aux activités de SST
  • d’avoir les capacités nécessaires pour présenter des rapports, mener des enquêtes sur les incidents et les événements importants et déterminer leurs causes profondes
• mettre en place des mesures correctives pour éliminer les causes fondamentales cernées et vérifier que ces mesures ont été appliquées pour éviter que de tels incidents et événements se reproduisent

Le demandeur devrait identifier les dangers potentiels liés à la SST, évaluer les risques connexes et mettre en place le matériel, l’équipement, les programmes et les mesures qui permettent de gérer, de contrôler et de réduire efficacement ces risques. Le demandeur devrait démontrer que la manutention et le stockage des matières dangereuses respectent les exigences du Système d’information sur les matières dangereuses utilisées au travail (SIMDUT).

Le programme de santé et de sécurité au travail du demandeur devrait entre autres comprendre des inspections périodiques, des réunions sur la sécurité, des comités de SST et des activités d’amélioration continue.

En cas de renouvellement de permis, les mesures existantes pour l’attribution des cotes de sécurité permettent de surveiller le rendement du programme de SST. Ces mesures devraient inclure le taux de gravité et la fréquence des accidents, les blessures entraînant des arrêts de travail, les blessures nécessitant des soins médicaux et les blessures invalidantes.

4.9 Protection de l'environnement

Le DSR Protection de l’environnement englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)e) et 12(1)c) et f)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3e), g), et h), et 6h), i), j) et k)
• Règlement sur la radioprotection

4.9.1 Considérations générales

La demande doit comprendre un ensemble complet de politiques, de mesures et de procédures en matière de protection de l’environnement qui respecte les exigences du document REGDOC 2.9.1, Protection de l’environnement : Politique, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement [9]. La demande devrait également comprendre des renseignements détaillés liés à l’ensemble des effets environnementaux découlant de l’exploitation de l’installation.

Les stratégies de protection de l’environnement décrites dans la demande devraient tenir compte du principe ALARA, de la prévention de la pollution, de l’approche de précaution, du développement durable et de la gestion adaptative. Il faudrait privilégier la prévention ou l’atténuation de la cause ou de la source d’un effet ou d’une séquence d’effets avant de déterminer la manière de neutraliser un effet ou de compenser un effet une fois qu’il est survenu.

La demande devrait décrire toutes les mesures de prévention et de contrôle qui seront prises pour protéger l’environnement durant l’exploitation. Le demandeur devrait démontrer que les meilleures techniques existantes d’application rentable ont été adoptées pour l’exploitation de la centrale afin de :

• prévenir ou réduire au minimum les rejets contrôlés de contaminants (p. ex., les radionucléides, les substances dangereuses ou la pollution thermique) dans l’environnement
• prévenir les rejets incontrôlés dans l’environnement d’effluents radioactifs sous forme solide, liquide et gazeuse et de substances non radiologiques ou dangereuses
• atténuer les effets physiques comme l’impaction et l’entraînement du biote

Lorsque la prévention des effets ne peut être garantie ou que l’effet ne peut être suffisamment atténué, la demande devrait décrire les autres mesures d’urgence qui ont été élaborées et indiquer quand et comment elles seront mises en œuvre, jusqu’à et incluant l’activation du plan d’intervention d’urgence si nécessaire.

La demande devrait énumérer et décrire l’ensemble des normes, des lignes directrices ou des critères qui ont été appliqués à l’égard des mesures de prévention et de contrôle pour protéger l’environnement contre les rejets de la centrale, y compris :

• les mesures de prévention et de contrôle en lien avec la protection de l’environnement, y compris leur rendement prévu
• une liste de l’ensemble des structures, systèmes et composants (SSC) qui sont importants pour les mesures de prévention et de contrôle
• le programme d’entretien établi pour assurer le rendement opérationnel continu des mesures de prévention et de contrôle
• les systèmes d’alarme devant être installés pour intervenir en cas de défaillance des mesures de prévention et de contrôle
• l’identification des mesures qui seront prises pour mettre les données appropriées à la disposition des autorités et de la population

4.9.2 Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

La demande devrait décrire le programme de surveillance des effluents de la centrale, qui sera l’indicateur principal du rendement de la centrale pour ce qui est des rejets dans l’air, dans les eaux de surface, dans les eaux souterraines et dans le sol attribuables à l’exploitation de la centrale ainsi qu’aux activités de gestion des déchets.

Le demandeur devrait démontrer que le programme englobe toutes les activités à effectuer relativement à la surveillance des rejets de substances radioactives et dangereuses pouvant entraîner des effets sur l’environnement. Le programme devrait également documenter et intégrer toutes les routines d’échantillonnage, de mesure et d’analyse des substances radioactives et dangereuses exécutées sur le site, ainsi que les paramètres physiques.

La demande devrait comprendre des renseignements détaillés sur :

• les critères établis pour identifier les substances radioactives et dangereuses qui seront surveillées, et les limites de détection qui seront mises en place pour vérifier le rendement des mesures de prévention et de contrôle prises pour gérer les rejets
• les radionucléides et les éléments physico-chimiques potentiels qui pourraient être rejetés dans l’environnement et de nuire à celui-ci
• les limites autorisées (p. ex., les doses au public, les limites opérationnelles dérivées, les seuils d’intervention et les limites de déversement) et les objectifs opérationnels visant les rejets et l’atténuation des effets physiques
• les systèmes d’alarme fournis pour répondre à tout rejet imprévu
• les objectifs en matière d’admissibilité pour les différents dispositifs de surveillance, et un programme d’entretien qui assurera le rendement continu de l’équipement de surveillance en fonction des objectifs en matière d’admissibilité
• les documents sur les qualifications du personnel et le programme de formation destiné au personnel spécialisé et aux entrepreneurs participant à la mise en œuvre du programme de surveillance des effluents
• les documents d’assurance et de contrôle de la qualité à respecter au moment d’exécuter des tâches définies de surveillance
• les documents sur les procédures d’échantillonnage, les méthodes d’analyse, l’étalonnage de l’équipement et la gestion des données
• les documents qui décrivent le processus de vérification et d’examen pour chaque élément du programme de surveillance des effluents

Le demandeur devrait établir des limites opérationnelles dérivées (LOD) pour les radionucléides comme le tritium, l’iode, le carbone-14, les gaz nobles et les particules. Le demandeur devrait démontrer la façon dont ces LOD ont été calculées à l’aide d’équations mathématiques qui décrivent le transfert de matières radioactives aux humains par l’intermédiaire de l’environnement.

Les renseignements présentés devrait démontrer de quelle façon les émissions radiologiques seront surveillées et contrôlées pour qu’elles soient conformes au principe ALARA sans dépasser les LOD.

Le demandeur devrait établir des seuils d’intervention en matière d’environnement (SIE) s’élevant à environ 10 % des LOD prévues pour chaque mode de rejet des radionucléides (dans l’air, dans l’eau ou dans les eaux usées).

Le programme devrait décrire tous les aspects non radiologiques des activités menées sur le site qui pourraient avoir des effets environnementaux, y compris l’exposition des membres de la population. Le programme devrait comprendre des renseignements détaillés sur :

• la nature chimique et physique des rejets, ainsi que leurs effets chimiques et physiques potentiels
• les limites autorisées et des objectifs opérationnels pour les rejets, et les mesures prises pour se conformer à ces limites
• le régime de surveillance hors site des substances dangereuses et de leurs effets physiques
• les systèmes d’alarme en place pour répondre à tout rejet imprévu
• les mesures qui seront prises pour mettre les données appropriées à la disposition des autorités et de la population

La demande devrait comprendre une explication des mesures qui seront prises pour déterminer les rejets potentiels ou prévus de substances dangereuses dans l’environnement et tout effet physique sur le biote, comme l’impaction et l’entraînement ou la perte d’habitat.

Le cas échéant, le demandeur devrait fournir de l’information sur la surveillance des rejets réguliers d’effluents radioactifs et de substances dangereuses (tels que le SO₂, le NO₂, le CO₂, l’ammoniac, l’hydrazine, le chlore, la morpholine et les substances appauvrissant la couche d’ozone).

Le cas échéant, le demandeur devrait fournir les LOD et les SIE actuels pour les rejets via l’air, l’eau ou les eaux usées de la centrale. Les critères directeurs permettant d’établir les SIE sont décrits dans le guide G-228, Élaboration et utilisation des seuils d’intervention [26].

4.9.3 Système de gestion de l’environnement

La demande devrait décrire le système de gestion de l’environnement (SGE) établi pour assurer la protection de l’environnement tout au long de l’exploitation.

Le système de gestion de l’environnement devrait comprendre des dispositions pour :

• contrôler le rejet de substances radioactives et de substances dangereuses dans l’environnement
• réduire la production des déchets
• prévenir ou atténuer les effets négatifs sur l’environnement (y compris un programme de préparation et d’intervention en cas d’urgence environnementale sur le site)

Le système de gestion de l’environnement devrait comprendre des renseignements sur :

• la gestion des émissions
• la gestion des déversements
• l’évaluation des terres et la gestion de la remédiation
• la gestion des déchets
• la gestion des biphényles polychlorés (BPC)
• la gestion des substances appauvrissant la couche d’ozone
• la gestion des incidences environnementales
• les limites des émissions radiologiques et les seuils d’intervention
• la surveillance de la radioactivité dans les effluents
• la gestion du programme de surveillance environnementale et de contrôle radiologique hors site
• la gestion des effets néfastes sur les populations de poissons (impaction et entraînement du poisson et effets thermiques)

Le demandeur devrait préciser et documenter toutes les activités liées à l’installation (rejets, émissions, démarrages et arrêts) qui peuvent avoir un effet sur l’environnement. Le demandeur devrait démontrer que l’élaboration, la mise en œuvre et le maintien du système de gestion de l’environnement reposent sur la gestion et l’importance de ces activités.

4.9.4 Évaluation et surveillance

La demande devrait décrire le programme de surveillance visant toutes les activités de surveillance environnementale sur le site durant l’exploitation. Le programme devrait être proportionné au risque posé par les rejets prévus de substances dans l’environnement provenant de la centrale, et il devrait intégrer et documenter toutes les activités d’échantillonnage, de mesure et d’analyse des substances radiologiques et dangereuses, ainsi que les paramètres physiques et biologiques.

Le programme devrait documenter toutes les trajectoires importantes, tous les contaminants et paramètres importants, ainsi que leur pertinence pour la protection de l’environnement et du biote humain et non humain. Le programme devrait comprendre les éléments suivants :

• un document de conception qui décrit le cadre structurel, les éléments de la surveillance environnementale et les justifications connexes pour le programme de surveillance environnementale, ainsi que les éléments suivants :
  • une description des objectifs et la justification de la surveillance
  • la méthodologie et les critères servant à déterminer les substances radiologiques et dangereuses ainsi que les paramètres physiques et biologiques nécessitant une surveillance
  • la fréquence de l’échantillonnage et de l’analyse
  • les lieux d’échantillonnage
  • les milieux environnementaux à échantillonner
  • les limites de détection analytique
  • les indicateurs de rendement, les cibles et les seuils d’intervention
  • le plan de mesures correctives à appliquer si les seuils ou les cibles de rendement sont dépassés
• des documents sur les qualifications du personnel et le programme de formation nécessaire pour le personnel et les entrepreneurs
• les documents sur les programmes d’assurance et de contrôle de la qualité à suivre au moment de planifier, de surveiller et de contrôler certaines tâches exécutées sur place ou en laboratoire
• de l’information sur les procédures d’échantillonnage, les méthodes d’analyse, l’étalonnage de l’équipement et la gestion des données
• des documents qui décrivent le processus de vérification et d’examen pour chacun des éléments du programme de surveillance environnementale

La demande devrait :

• tenir compte des conditions radiologiques sur le site de la centrale et des effets radiologiques découlant de n’importe quelle installation avoisinante et d’autres sources externes
• faciliter la compréhension des conditions radiologiques qui se rattachent au site
• être suffisamment détaillée pour servir de point de référence initial des conditions radiologiques dominantes

La demande devrait également décrire les dispositions relatives à la surveillance des paramètres du site qui sont influencés par :

• les événements sismiques, les événements atmosphériques et les événements liés aux eaux de surface et aux eaux souterraines
• la démographie, les installations industrielles et les voies de transport

La description devrait être suffisamment détaillée afin de fournir les renseignements nécessaires pour appuyer les mesures d’urgence prises en cas d’événements externes, pour soutenir un bilan périodique de la sûreté sur le site et pour élaborer des modèles de dispersion des matières radioactives. La description devrait également servir à confirmer que l’ensemble des dangers particuliers propres au site ont été pris en compte.

4.9.5 Protection du public

La demande devrait cerner et décrire tous les aspects radiologiques et non radiologiques des activités sur le site qui pourraient avoir des effets environnementaux, incluant l’exposition des membres de la population durant l’exploitation.

La demande devrait traiter des mesures prises pour déterminer les rejets d’effluents radioactifs sous forme solide, liquide et gazeuse dans l’environnement. Elle devrait indiquer comment les effluents seront gérés de manière à respecter le principe ALARA et devrait comprendre des renseignements sur :

• les limites autorisées et les objectifs opérationnels pour les rejets d’effluents solides, liquides ou gazeux, ainsi que les mesures à prendre pour se conformer à ces limites
• le régime de surveillance hors site des niveaux de contamination et de rayonnement dans plusieurs composantes de l’environnement avoisinant, ainsi que les méthodes à suivre pour estimer les doses de rayonnement reçues par les membres de la population
• les méthodes à utiliser pour préparer, conserver et archiver les dossiers sur les émissions radioactives provenant du site sur une base régulière
• les programmes de surveillance des rejets et les systèmes d’alarme dédiés qui sont nécessaires pour l’intervention en cas de rejets radioactifs imprévus, ainsi que les dispositifs automatiques devant être fournis pour interrompre de tels rejets, s’il y a lieu
• l’identification des mesures qui seront prises pour mettre les données appropriées à la disposition des autorités et de la population

4.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les plans de mesures d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence qui doivent être en place pour gérer les urgences et les conditions inhabituelles. Il comprend également tous les résultats de la participation aux exercices.

Remarque : Ce DSR comprend l’intervention en cas d’urgence et d’incendie classiques. Il comprend également l’évaluation des capacités d’intervention en cas d’incendie. Les aspects de la protection-incendie liés à l’exploitation, à la conception et à l’analyse sont quant à eux évalués dans le DSR approprié (Conduite de l’exploitation, Analyse de la sûreté ou Conception matérielle).

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1.1)b), 3(1)d) et i [toutes les exigences relatives aux incendies]) et articles 12 et 17
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3f), 6k) et 7i)

4.10.1 Considérations générales

Le programme de préparation aux situations d’urgence doit satisfaire aux exigences du document REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires [27].

Un programme de préparation aux situations d’urgence efficace repose sur les éléments suivants :

• fondement de la planification
• gestion des programmes
• plan et procédures d’intervention d’urgence
• préparation aux urgences

Le demandeur devrait prendre ces éléments en considération lors de l’élaboration des plans visant à prévenir ou à atténuer les effets des rejets accidentels.

La demande devrait décrire les préparatifs qui ont été faits pour que les situations d’urgence et les accidents graves qui pourraient survenir sur le site ou hors site soient gérés de manière sûre et efficace. La demande devrait citer en référence des études démographiques et les considérations liées à la planification des mesures d’urgence visant le site.

La demande devrait comprendre un plan de lutte en cas de pandémie qui contient des mesures proactives pour éviter la propagation de la maladie et atténuer les effets de l’absentéisme généralisé qui pourrait se produire au plus fort de la pandémie.

4.10.2 Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le demandeur devrait présenter un programme de gestion des urgences nucléaires qui comporte à la fois des mesures de préparation aux situations d’urgence et des mesures d’intervention en cas d’urgence. Le programme devrait :

• tenir compte des situations d’urgence qui pourraient menacer la sécurité du personnel sur le site, l’environnement et la population
• comprendre des renseignements décrivant les liens avec les plans provinciaux d’intervention en cas d’urgence nucléaire et la coordination avec les municipalités et les états étrangers à proximité de la centrale lors de la mise en œuvre du plan d’urgence et des mesures de protection connexes
• fournir des renseignements sur la proximité de la centrale aux aéroports, aux chemins de fer, aux routes et aux services

La demande devrait décrire comment le demandeur envisage d’organiser les exercices et les manœuvres d’urgence décrits dans son plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire.

La demande devrait décrire tout événement d’origine naturelle ou artificielle, qui fait partie du dimensionnement ou qui est hors dimensionnement, et qui pourrait avoir une incidence sur les exigences en matière de gestion des urgences (par exemple, les feux de forêt, les tremblements de terre, les conditions météorologiques extrêmes, les nuages de fumée toxique, les explosions et les écrasements d’avion).

Un plan d’urgence adéquat porte généralement sur les éléments suivants :

• le fondement de la planification d’urgence
• la sélection et la qualification du personnel
• les organisations chargées de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence
• les niveaux de dotation
• la formation, les exercices et les manœuvres pour l’intervention d’urgence
• les procédures d’urgence
• l’évaluation de la capacité d’intervention d’urgence
• l’évaluation des accidents
• l’activation et l’arrêt des interventions d’urgence
• la protection du personnel et de l’équipement de l’installation
• les relations avec les organismes hors site
• le programme de rétablissement
• le programme d’éducation publique

4.10.3 Préparation et intervention en cas d’urgence classique

La demande devrait décrire toutes les conditions inhabituelles et non radiologiques à l’installation, pour lesquelles le programme de préparation aux situations d’urgence a été établi. La description devrait comprendre des détails sur les dispositions qui existent sur le site et sur celles qui nécessitent du soutien d’urgence hors site.

4.10.4 Préparation et intervention en cas d’incendie

Le demandeur devrait fournir un programme exhaustif de protection contre les incendies pour que les activités autorisées ne posent pas de risque inacceptable pour la santé et la sécurité des personnes et pour l’environnement en cas d’incendie. Le programme devrait comprendre des dispositions pour la vérification par un tiers du service d’incendie privé une fois tous les deux ans.

4.11 Gestion des déchets

Le DSR Gestion des déchets englobe les programmes internes relatifs aux déchets, qui font partie des opérations de l’installation jusqu’à ce que les déchets en soient retirés puis transportés vers une installation distincte de gestion des déchets. Ce DSR englobe également la planification du déclassement.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)d), e), f) et i) et 12(1)c)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3f) et k), 4e), 6h), i) et j) ainsi que 7f) et k)
• Règlement sur la radioprotection

4.11.1 Considérations générales

La demande devrait décrire le programme de gestion des déchets qui traitera des déchets produits lors de l’exploitation quotidienne de la centrale et durant les arrêts prévus ou imprévus jusqu’à leur transfert dans une installation de stockage des déchets ou une installation autorisée.

Le programme de gestion des déchets devrait tenir compte des déchets conventionnels et des déchets radioactifs, et devrait comprendre des renseignements sur :

• les contrôles pour la manutention
• le stockage
• l’évacuation
• la caractérisation
• le classement
• la réduction
• le tri
• l’élimination
• l’exemption
• le traitement
• l’emballage
• la formation
• la vérification
• le transport

4.11.2 Pratiques de gestion des déchets

La demande devrait cerner les principales sources de déchets radioactifs et dangereux sous forme solide, liquide et gazeuse, dans l’installation. Elle devrait aussi décrire les mesures prises pour assurer la gestion ou l’évacuation sûre de ces déchets tout au long de l’exploitation.

La demande devrait décrire les catégories, les quantités et les volumes de déchets radioactifs et dangereux qui seront accumulés, et la façon de séparer les déchets en différentes catégories dans les zones de stockage.

Le programme devrait décrire les dispositions visant la manutention sécuritaire de tous les types de déchets radioactifs et dangereux produits durant l’exploitation.

Lorsque la demande inclut l’installation de gestion des déchets dans le permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, elle devrait décrire le processus visant la manutention (réception, transfert, chargement), le stockage et l’évacuation des déchets radioactifs solides et la gestion du combustible usé entre la piscine de stockage de combustible usé et l’installation de stockage à sec.

La demande devrait tenir compte du besoin potentiel d’avoir recours à des systèmes spécialisés pour gérer les enjeux liés au stockage, à la fois à court et à long terme (par exemple le refroidissement, le confinement, la volatilité, la stabilité chimique, la réactivité, la possibilité de récupérer les déchets et la criticité). Tout système déjà en place devrait être décrit.

Le programme devrait inclure les considérations de sûreté communes pour le stockage des déchets, notamment :

• l’état d’immobilité et le niveau d’énergie des matières radioactives
• la stabilité et la résistance à la dégradation de la forme et du conteneur des déchets
• l’approche multi-barrières du confinement
• la durée et la possibilité de reprise des colis de déchets
• la résistance aux dangers de l’installation pour minimiser le besoin de surveillance et d’entretien
• la robustesse nécessaire pour la période de stockage, avant les activités d’évacuation

Le programme devrait aussi tenir compte de la possibilité de devoir récupérer des déchets à un certain moment dans l’avenir, y compris pendant l’étape du déclassement.

En ce qui concerne le stockage et la gestion du combustible nucléaire usé, le programme devrait tenir compte des préoccupations fondamentales en matière de sûreté liées à la criticité, à l’exposition, au contrôle de la température, au confinement et à la possibilité de récupération du combustible.

Si les déchets doivent être transportés vers un autre lieu déterminé pour le stockage à long terme, la demande devrait comprendre les dispositions prévues pour assurer la sécurité du transport.

4.11.3 Caractérisation des déchets

Le demandeur devrait démontrer que le programme de gestion des déchets comprend les mesures prises pour catégoriser et séparer les déchets. Les catégories devraient être fondées sur les caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques des déchets.

La demande devrait aussi comprendre les mesures prises pour conditionner les déchets produits durant l’exploitation et décrire les procédures de traitement des déchets.

4.11.4 Réduction des déchets

La demande devrait décrire les mesures prises pour minimiser l’accumulation des déchets produits durant l’exploitation. La demande devrait inclure les dispositions permettant de réduire la production de déchets au niveau le plus bas possible.

La production de déchets radioactifs devrait être réduite au minimum à la source, à l’aide de méthodes comme :

• des mesures de conception
• des procédures d’exploitation
• le remplacement de produits
• le contrôle des sources
• la technologie

La demande devrait montrer que le volume ainsi que l’activité des déchets sont réduits au minimum afin qu’ils répondent à toutes les exigences particulières qui pourraient être associées à la conception de l’installation de stockage des déchets.

Pour des renseignements additionnels, consulter les documents énumérés à l’annexe B.

4.11.5 Pratiques de déclassement

La demande devrait comprendre une stratégie de gestion des déchets et du combustible usé lors du déclassement du réacteur et de l’installation de stockage des déchets.

La stratégie de déclassement devrait prévoir des mises à jour périodiques pour inclure des précisions supplémentaires dans le plan de déclassement et pour qu’il reflète les faits nouveaux.

Pour d’autre orientation sur le déclassement, consulter les documents G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées [28] et G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées [29].

Pour des renseignements additionnels, consulter les documents énumérés à l’annexe B.

4.12 Sécurité

Le DSR Sécurité englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis, les ordres ou les exigences visant l’installation ou l’activité.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)d), e), g), h) et i), 12(1)c), g), h) et j), articles 21, 22 et 23, paragraphe 28(1) et article 30
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 3a), b) et i), et 6l)
• Règlement sur la sécurité nucléaire
• Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, alinéas 36(1)a) et d)
• Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015), article 29

Cette section tient également compte des exigences de la Loi sur les détectives privés et les gardiens de sécurité.

4.12.1 Considérations générales

Le programme de sécurité doit satisfaire aux exigences des documents suivants :

• RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée [32]
• REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites [33]
• RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée [34]
• REGDOC­2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire [35]
• REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées [4]
• RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire [36]

La demande devrait décrire le programme de sécurité qui englobera toutes les activités autorisées, y compris une description des éléments suivants :

• le processus et les résultats de l’évaluation des menaces et des risques (EMR)
• le programme de cybersécurité
• les dispositions en matière d’intervention
• les pratiques en matière de sécurité
• le programme de formation et de qualification en matière de sécurité

Le demandeur devrait fournir des renseignements sur les éléments suivants :

• le contrôle de l’accès au site et les mesures proposées pour prévenir l’utilisation, la possession ou l’enlèvement illégaux ou la perte de substances nucléaires
• les biens réglementés (équipement ou renseignements réglementés)
• les mesures proposées pour éviter les actes de sabotage ou les tentatives de sabotage à l’installation nucléaire
• les mesures prises pour satisfaire aux exigences visant les sites à sécurité élevée et le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III

Le demandeur devrait effectuer une EMR complète pour atténuer les menaces, les risques ou les vulnérabilités visant l’installation. Les zones vitales de l’installation nucléaire devraient être protégées contre les menaces de référence et toute autre menace plausible identifiées dans l’EMR. Le programme de sécurité devrait être fondé sur les risques ou les vulnérabilités plausibles et comprendre un plan des lieux qui est conforme au Règlement sur la sécurité nucléaire.

Le demandeur devrait veiller au déroulement continu de l’EMR afin d’évaluer en permanence l’évolution du contexte de menace.

Le document G-208, Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III [30] fournit des renseignements sur la façon de préparer et de présenter par écrit un plan de sécurité pour le transport.

Le document G-274, Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires [31] présente les renseignements qui devraient figurer dans une demande de permis. Certains sujets concernent, par exemple, la façon dont l’information sur la sécurité devrait être structurée et les procédures administratives à suivre lors de la présentation de la description du programme de sécurité.

4.12.2 Installations et équipement

Le programme de sécurité devrait veiller à ce que :

• les systèmes, les dispositifs et l’équipement de sécurité présentent des fonctions de dissuasion, de détection, d’évaluation et de retardement
• la capacité opérationnelle soit maintenue

Le demandeur devrait veiller à la mise en place de barrières de sécurité artificielles adéquates pour la protection contre les actes malveillants. Les mesures de protection contre ces actes devraient être documentées dans le cadre d’un programme ou d’un processus géré dans le système de gestion. Les changements apportés à la conception, à l’analyse ou aux procédures d’exploitation qui sont validées pour la protection contre les actes malveillants dans l’évaluation annuelle des menaces et des risques doivent être résumés et présentés à la Commission conformément aux exigences du Règlement sur la sécurité nucléaire.

La demande devrait décrire la façon de contrôler l’accès des personnes et des véhicules aux zones vitales. Les mécanismes de contrôle devraient au moins comprendre l’un des éléments suivants : dispositifs de contrôle de l’accès, insignes d’identité, accès sous escorte, systèmes de détection et d’évaluation.

4.12.3 Arrangements en matière d’intervention

Le programme de sécurité devrait faire en sorte que les dispositions en matière d’intervention sur le site et hors site assurent une intervention efficace en cas d’enlèvement non autorisé de matières radioactives ou nucléaires ou de sabotage d’installations nucléaires.

Le demandeur devrait fournir un plan de déploiement tactique comprenant des dispositions de protection avec une force d’intervention hors site.

Le programme devrait prévoir la mise en place d’une force d’intervention pour la sécurité nucléaire autorisée à prévenir et à détecter l’entrée non autorisée dans une zone protégée ou une zone intérieure, y compris l’introduction non autorisée d’armes et de substances explosives.

Des systèmes de communication devraient être mis en œuvre en fonction des menaces, des risques et des vulnérabilités.

4.12.4 Pratiques en matière de sécurité

Le programme de sécurité devrait décrire les mesures permettant d’assurer la mise en œuvre, la tenue à jour et la consignation de mesures administratives et techniques dans un programme de sécurité.

L’accès aux biens réglementés devrait être limité aux membres du personnel possédant la cote de sécurité appropriée et qui ont un besoin de savoir valide.

4.12.5 Formation et qualification en matière de sécurité

Le programme doit décrire les mesures en place pour que le personnel d’intervention soit formé et compétent, conformément au document REGDOC-2.2.2, La formation du personnel [5]. La mise à l’épreuve comprend l’organisation de manœuvres et d’exercices d’urgence réalistes permettant d’évaluer le rendement des systèmes, des processus, des procédures et du personnel de sécurité.

Le programme devrait décrire les responsabilités des agents de sécurité. Le demandeur devrait démontrer que les agents de sécurité sont adéquatement équipés pour accomplir les tâches et remplir les fonctions qui leur sont attribuées.

Avant d’autoriser une personne à agir à titre d’agent de sécurité nucléaire, le demandeur devrait vérifier que les documents exigés et les certificats confirmant l’aptitude médicale, physique et psychologique de cette personne ont été obtenus.

4.12.6 Cybersécurité

Le demandeur devrait présenter un programme de cybersécurité qui fait en sorte que les biens cybernétiques assujettis aux exigences en matière de cybersécurité sont protégés contre les cyberattaques. La demande devrait tenir compte des cybermenaces internes et externes.

La demande devrait décrire la façon dont le programme de cybersécurité est conçu, mis en œuvre et tenu à jour afin d’être efficace. Elle devrait fournir des renseignements sur les éléments de programme suivants, sans toutefois s’y limiter :

• la stratégie défensive et l’architecture de sécurité
• les politiques et les procédures
• l’identification et la classification des biens
• les rôles et les responsabilités des parties concernées
• les contrôles de sécurité
• la sensibilisation et la formation
• la gestion de la configuration
• la coordination avec d’autres programmes de sécurité
• les procédures d’intervention, le signalement des incidents et un plan de rétablissement
• l’examen et la tenue à jour du programme
• l’approche fondée sur le cycle de vie des biens cybernétiques

4.13 Garanties et non-prolifération

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les programmes et les activités nécessaires au succès de la mise en œuvre des obligations découlant des accords relatifs aux garanties du Canada et de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) ainsi que de toutes les mesures dérivées du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, paragraphes 3(1.1) et 3(2), alinéas 3(1)g) et h), 10b) et 12(1)i), article 18, alinéas 20d) et 21(1)a) et (b), paragraphe 23(2) et article 30
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéas 6f)
• Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire

Elle tient également compte des protocoles internationaux suivants :

• AIEA INFCIRC/164, Accord entre le gouvernement du Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non­prolifération des armes nucléaires [37];
• AIEA INFCIRC/164/Add.1, Protocole additionnel à l’Accord entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires [38].

4.13.1 Considérations générales

Le demandeur doit fournir une description des dispositions qu’il a prises et qui permettront à la CCSN de s’acquitter des obligations du Canada et de fournir des renseignements à l’AIEA. Les dispositions doivent tenir compte des exigences énoncées dans les documents REGDOC-2.13.2, Importation et exportation [39] et RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [40].

Les dispositions devraient décrire les mesures liées aux bâtiments et aux structures du site, aux paramètres d’exploitation, ainsi qu’au flux et au stockage des matières nucléaires, des phases de conception et de mise en service de la centrale jusqu’à la phase de déclassement et à l’abandon éventuel.

En ce qui concerne les centrales nucléaires, le programme de non-prolifération se limite au suivi et à la déclaration des matières nucléaires de provenance étrangère et visées par des obligations à l’étranger.

Aux fins de la demande et de son examen, la propriété des documents variera entre l’AIEA, la CCSN et le demandeur :

• l’AIEA est chargée de l’approche générique en matière de garanties
• la CCSN est chargée de fournir de l’aide lors de l’élaboration de l’approche générique, en participant à l’élaboration des procédures au niveau du demandeur et en surveillant la conformité aux documents et aux obligations en matière de garanties
• le demandeur est chargé d’établir et de mettre en œuvre le programme de garanties

4.13.2 Contrôle et comptabilisation des matières nucléaires

Le programme devrait assurer la collecte, le stockage et le signalement à la CCSN et à l’AIEA de renseignements sur les stocks et le transfert des substances fissiles et fertiles. Le programme devrait décrire les mesures prises pour assurer le suivi des matières nucléaires et la présentation à la CCSN des rapports sur les stocks et le transfert de substances fissiles et fertiles ainsi que sur l’application des garanties de l’AIEA.

Le programme de garanties devrait comprendre des dispositions visant la présentation en temps opportun de rapports et de renseignements exacts sur les matières nucléaires. Des renseignements complémentaires sont fournis dans le document GD-336, Guide de la comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [41].

Le programme devrait également prévoir des dispositions relatives à la présentation de :

• renseignements annuels sur l’exploitation
• renseignements précis sur la conception des structures de la centrale
• processus et procédures de la centrale

4.13.3 Accès et assistance à l’AIEA

Le programme devrait permettre à l’AIEA d’accéder sur demande à l’installation aux fins d’inspections et d’autres activités de vérification. De plus, le demandeur devrait veiller à ce que ces activités soient appuyées par le personnel et les ressources de l’installation.

Le programme du demandeur devrait tenir compte des examens de l’efficacité des procédures relatives aux garanties et de l’aide apportée à l’AIEA pour l’accès au site et les inspections.

4.13.4 Renseignements sur les activités et la conception

Le programme du demandeur devrait :

• décrire les processus utilisés pour recueillir, conserver et signaler les renseignements opérationnels pertinents à la CCSN et à l’AIEA
• veiller à ce que le questionnaire d’information sur la conception est complet et correct
• veiller à ce que les mises à jour soient signalées à la CCSN

Le programme devrait également inclure les méthodes d’élaboration et de mise en œuvre d’une approche appropriée en matière de garanties, fondée sur la conception particulière de la centrale.

Lors de l’élaboration et de la mise en œuvre de l’approche relative aux garanties, le demandeur devrait demander l’appui de la CCSN et de l’AIEA pour que l’approche adoptée soit adaptée à l’objectif visé.

4.13.5 Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le demandeur devrait veiller à ce que des ressources adéquates (électricité, éclairage, etc.) soient fournies pour l’équipement de l’AIEA et que des mesures soient en place pour la protection de l’équipement et des sceaux de l’AIEA.

4.14 Emballage et transport

Le DSR Emballage et transport comprend les programmes liés à l’emballage et au transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation autorisée.

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, article 3(2) et alinéa 20a)
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéa 6e)
• Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015)

Elle tient aussi compte du règlement et des protocoles internationaux suivants :

• Règlement sur le transport des marchandises dangereuses
• NRC des États-Unis, 10 CFR Part 71, Packaging and Transportation of Radioactive Material [42] (exigé en cas de demande d’homologation auprès de la NRC des États-Unis)

4.14.1 Considérations générales

Le demandeur devrait fournir :

• des renseignements liés au contrôle de l’accès au site et aux mesures proposées pour prévenir l’utilisation, la possession ou l’enlèvement illégaux ou la perte de substances nucléaires, d’équipement ou de renseignements réglementés
• les mesures proposées pour éviter les actes de sabotage ou les tentatives de sabotage à l’installation nucléaire
• des renseignements précis concernant les mesures prises pour satisfaire aux exigences visant les sites à sécurité élevée et le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III

4.14.2 Conception et entretien des colis

Le programme devrait comporter des mesures pour que tous les colis d’expédition soient conçus et entretenus pour la protection et le confinement des quantités transportées.

Le programme devrait tenir compte d’éléments tels que l’homologation, la mise à l’essai, l’inspection et l’entretien des colis.

4.14.3 Programme d’emballage et de transport

La demande devrait décrire les mesures prises pour qu’une formation adéquate soit dispensée au personnel participant à la manutention, à la préparation en vue du transport et au transport des marchandises dangereuses. Le programme devrait inclure la délivrance de certificats de formation aux travailleurs.

Le demandeur devrait préparer et tenir à jour des documents démontrant que les colis de transport de substances nucléaires répondent aux exigences du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

4.14.4 Enregistrement aux fins d’utilisation

La demande devrait décrire les mesures mises en place pour l’enregistrement des colis homologués avant le transport.

5. Autres questions d'ordre réglementaire

Cette section tient compte des exigences des règlements suivants, pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, alinéas 3(1)l) et m) et articles 29 à 32
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, alinéa 3j)
• Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

Elle tient aussi compte de la Loi sur la responsabilité nucléaire.

5.1 Exigences relatives à la production de rapports

Les programmes de production de rapports et d’établissement des tendances doivent respecter les exigences du document d’application de la réglementation REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [22].

Le demandeur devrait présenter des renseignements sur le programme et les procédures liés à la production de rapports, conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1 [22], ainsi que sur :

• la présentation de rapports périodiques ou la surveillance de la conformité
• la présentation de rapports non périodiques en cas d’incident

5.2 Programme d’information et de divulgation publiques

Le demandeur doit fournir de l’information sur son programme proposé d’information et de divulgation publiques (obligatoire pour tous les titulaires de permis).

Pour les nouvelles installations, le demandeur devrait démontrer que la mobilisation continue des parties appropriées s’est poursuivie tout au long des activités de construction et fait partie des activités d’exploitation.

Toutes les demandes devraient décrire le programme d’information et de divulgation publiques, qui comprend la façon dont le demandeur a mobilisé et continuera à mobiliser les parties intéressées et qui porte sur toutes les exigences et attentes figurant dans le document RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques [43].

Le programme devrait décrire les outils que le titulaire de permis utilisera pour communiquer avec le public, surtout les personnes vivant à proximité du site, et comment il compte communiquer avec eux. Le programme doit inclure la nature et les caractéristiques générales des effets anticipés sur l’environnement et sur la santé et la sécurité des personnes associés à l’exploitation de l’installation. L’information à inclure se trouve à l’alinéa 3j) de la section Demandes de permis – Dispositions générales du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Puisque ce programme est conçu à l’intention du public, l’information devrait être présentée de manière à ce que le grand public puisse la comprendre facilement en utilisant un langage simple et non technique dans la mesure du possible. Cette information devrait correspondre à la perception du public en ce qui a trait au risque et au niveau d’intérêt du public à l’égard des activités autorisées.

5.3 Mobilisation des Autochtones

En tant qu’agent de la Couronne, la CCSN a la responsabilité de veiller à ce que les obligations légales du gouvernement du Canada envers les peuples autochtones du Canada, comme elles qui sont décrites à l’article 35 de la Loi constitutionnelle de 1982, sont respectées. Les activités de mobilisation des autochtones menées par les demandeurs et les titulaires de permis appuient l’approche de la CCSN à l’égard de la consultation des Autochtones.

Conformément au REGDOC 3.2.2, Mobilisation des Autochtones [44], les demandeurs sont invités à présenter à la CCSN un résumé de leurs activités de mobilisation des groupes autochtones.

5.4 Recouvrement des coûts, garanties financières et assurances en matière de responsabilité nucléaire

Chaque titulaire de permis de centrale nucléaire au Canada est le premier responsable de la sûreté de son installation, notamment en prévoyant des ressources financières adéquates pour assurer la sûreté de chaque centrale nucléaire tout au long de sa durée de vie.

5.4.1 Recouvrement des coûts

Un permis d’exploitation de centrale nucléaire est assujetti aux exigences de la Partie 2 du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Les demandeurs sont responsables du paiement des droits annuels déterminés par la CCSN. Les paiements sont habituellement demandés tous les trimestres et doivent être versés au receveur général du Canada.

Le demandeur devrait discuter des détails du montant et du plan de paiement avec la CCSN.

Pour de plus amples renseignements, consulter le Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

5.4.2 Garanties financières

Le demandeur devrait fournir des garanties financières pour les frais liés au déclassement de la centrale nucléaire conformément aux exigences de la LSRN et du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Il devrait également fournir un renvoi au document justificatif concernant la valeur et la forme de la garantie financière.

Pour de plus amples renseignements concernant les garanties financières et le processus de délivrance de permis, consulter le document G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées [29].

5.4.3 Assurances en matière de responsabilité nucléaire

La Loi sur la responsabilité nucléaire exige qu’une centrale nucléaire ait des assurances en matière de responsabilité nucléaire.

Le demandeur devrait fournir un certificat d’assurance précisant la limite et les modalités de la police d’assurance. Le demandeur devrait également fournir un renvoi au document justificatif concernant la valeur et la forme de son assurance en matière de responsabilité nucléaire.

Pour des renseignements additionnels, consulter la Loi sur la responsabilité nucléaire.

Annexe A : Domaines de sûreté et de réglementation

Les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN visant le rendement des programmes en matière de sureté sont groupées en trois domaines fonctionnels et en 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR). Ces DSR se divisent en domaines particuliers qui définissent les éléments clés des DSR. Ces éléments sont tous présentés dans le tableau A.

Tableau A : Domaines fonctionnels, domaines de sûreté et de réglementation et domaines particuliers

Domaine fonctionnel	Domaine de sûreté et de réglementation (DSR)	Domaine particulier
Gestion	Système de gestion	Système de gestion
		Organisation
		Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
		Expérience d’exploitation (OPEX)
		Gestion du changement
		Culture de sûreté
		Gestion de la configuration
		Gestion des documents
		Gestion des entrepreneurs
		Continuité des opérations
	Gestion de la performance humaine	Programme de performance humaine
		Formation du personnel
		Accréditation du personnel
		Examens d’accréditation initiale et tests de requalification
		Organisation du travail et conception de tâches
		Aptitude au travail
	Conduite de l'exploitation	Réalisation des activités autorisées
		Procédures
		Rapport et établissement de tendances
		Rendement de la gestion des arrêts
		Paramètres d’exploitation sûre
		Gestion des accidents graves et rétablissement
		Gestion des accidents et rétablissement
Installation et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté
		Analyse des dangers
		Étude probabiliste de sûreté
		Analyse de la criticité
		Analyse des accidents graves
		Gestion des questions de sûreté (y compris les programmes de R D)
	Conception matérielle	Gouvernance de la conception
		Caractérisation du site
		Conception de l’installation
		Conception de la structure
		Conception du système
		Conception du composant
	Aptitude fonctionnelle	Aptitude de l’équipement au service/Performance de l’équipement
		Entretien
		Intégrité structurale
		Gestion du vieillissement
		Contrôle chimique
		Inspections et essais périodiques
Processus de contrôle de base	Radioprotection	Application du principe ALARA
		Contrôle des doses des travailleurs
		Rendement du programme de radioprotection
		Contrôle des risques radiologiques
		Dose estimée au public
	Santé et sécurité classiques	Rendement
		Pratiques
		Sensibilisation
	Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
		Système de gestion de l’environnement (SGE)
		Évaluation et surveillance
		Protection du public
		Évaluation des risques environnementaux
	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence classique
		Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
		Préparation et intervention en cas d’incendie
	Gestion des déchets	Caractérisation des déchets
		Réduction des déchets
		Pratiques de gestion des déchets
		Plans de déclassement
	Sécurité	Installations et équipement
		Arrangements en matière d’intervention
		Pratiques en matière de sécurité
		Entraînements et exercices
	Garanties et non-prolifération	Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
		Accès et assistance à l’AIEA
		Renseignements sur les activités et la conception
		Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
		Exportations et importations
	Emballage et transport	Conception et entretien des colis
		Emballage et transport
		Enregistrement aux fins d’utilisation

Annexe B : Documents d’application de la réglementation et normes de l’industrie

B.1: Documents d’application de la réglementation et normes de l’industrie à appliquer à titre d’exigences par tous les demandeurs

Les titulaires de permis sont tenus de satisfaire aux exigences, aux normes et aux codes suivants. La demande doit inclure une description de la façon dont ces documents et ces normes seront respectés.

Source du document	Numéro du document	Titre du document	DSR connexe(s)
CCSN	RD/GD-99.3	L’information et la divulgation publiques	S/O
CCSN	REGDOC-3.2.2	Mobilisation des Autochtones	S/O
CCSN	RD-204	Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires	2
CCSN	RD-321	Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée	12
CCSN	RD-336	Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires	3, 13
CCSN	RD-361	Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée	12
CCSN	RD-363	Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire	2, 12
CCSN	RD/GD-98	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires	3, 5, 6
CCSN	RD/GD-210	Programmes d’entretien des centrales nucléaires	3, 5, 6
CCSN	REGDOC-2.2.2	La formation du personnel	2, 10
CCSN	REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2	3, 10
CCSN	REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté	3, 4
CCSN	REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires	3, 4
CCSN	REGDOC-2.6.3	Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement	3, 5, 6
CCSN	REGDOC-2.9.1	Protection de l’environnement : Politique, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement	3, 9
CCSN	REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires	10
CCSN	REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire	12
CCSN	REGDOC-2.12.2	Cote de sécurité donnant accès aux sites	12
CCSN	REGDOC-3.1.1	Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires	3
CSA	N285.0-F12	Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N285.4-F09	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N285.5	Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N286-F12	Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	1, 3
CSA	N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires	1, 4, 5, 6
CSA	N287.7-F08 (C2013)	Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification en cours d’exploitation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N288.1-F08 (C2013)	Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires	3, 9
CSA	N288.4-F10	Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	3, 9
CSA	N288.5-F11	Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	3, 9
CSA	N288.6-F12	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	3, 9
CSA	N289.1-F08	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N290.13-F05	Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
CSA	N290.15-F10	Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires	3, 4
CSA	N292.3-08	Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité	3, 11
CSA	N293-F12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires	3, 10
CSA	N294-F09 (C2014)	Déclassement des installations contenant des substances nucléaires	3, 11
CSA	B51-f14	Code sur les chaudières, les appareils et les tuyauteries sous pression	3, 5, 6

B.2: Documents d’application de la réglementation et normes de l’industrie à appliquer à titre d’exigences pour les nouvelles installations, et d’orientation pour les installations existantes

Les demandeurs de permis de nouvelles installations doivent non seulement respecter les documents énumérés au tableau B.1, mais aussi les exigences, les codes et les normes indiquées au tableau B.2. La demande doit inclure une description de la façon dont ces documents et normes seront respectés. Pour ce qui est des renouvellements de permis d’installations existantes, la demande tiendra compte de ces documents et normes dans la mesure du possible, par exemple dans un bilan périodique de la sûreté.

Source du document	Numéro du document	Titre du document	DSR connexe(s)
CCSN	RD-346	Évaluation de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires	5
CCSN	RD-353	Mise à l’épreuve des mesures d’urgence	12
CCSN	REGDOC 2.3.1	Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service	3
CCSN	REGDOC-2.5.2	Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires	5
ASME	B31.1	Power Piping	3, 5, 6
ASME	BPVC	Boiler and Pressure Vessel Code	3, 5, 6
Groupe CSA	N285.0-F/N285.6 Série-F	Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N285.8	Les exigences techniques pour l’évaluation en service des tubes de pression en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.1-F	Exigences générales relatives aux enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.2-F	Exigences relatives aux matériaux des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.3-F	Exigences relatives à la conception des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.4-F	Exigences relatives à la construction, à la fabrication et à l’installation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.5-F	Exigences relatives aux vérifications et aux essais des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N287.6-F	Exigences relatives aux essais préopérationnels de pressurisation et de débit de fuite des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N289.2-F	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N289.3-M81-CAN3	Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU	5, 6
Groupe CSA	N289.4-F	Procédures d’essais de qualification parasismique des structures, systèmes et composants de centrales nucléaires	12
Groupe CSA	N289.5	Seismic instrumentation requirements for nuclear power plants and nuclear facilities	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.0-F	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.1-F	Exigences relatives aux systèmes d’arrêt des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.2-F	Exigences applicables aux circuits de refroidissement d’urgence du cœur des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.3-F	Exigences applicables au système de confinement des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.4-F	Exigences relatives aux systèmes de contrôle des réacteurs des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.5-F	Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.6-F	Exigences relatives à la surveillance et à l’affichage des fonctions de sûreté d’une centrale nucléaire au moment d’un accident	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.7-F	Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.11-F	Exigences relatives à la capacité d’évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires	3, 5, 6
Groupe CSA	N290.12-F	Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires	5, 6
Groupe CSA	N290.14	>Qualification of digital hardware and software for use in instrumentation and control applications for nuclear power plants	3, 5, 6
Groupe CSA	N291-F	Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU	3, 5, 6
Groupe CSA	N393-F	Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires	5, 6, 10
Groupe CSA	N1600-F	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires	10

B.3: Documents d’application de la réglementation et normes de l’industrie à prendre en compte à titre d’orientation

Pour toutes les installations, la demande devrait démontrer que l’orientation figurant dans les documents d’application de la réglementation et les normes de l’industrie qui suivent a été prise en compte.

Source du document	Numéro du document	Titre du document	DSR connexe(s)
CCSN	G-129	Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) »	7
CCSN	G-206	Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées	3, 11
CCSN	G-208	Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III	12, 14
CCSN	G-219	Les plans de déclassement des activités autorisées	3, 11
CCSN	G-228	Élaboration et utilisation des seuils d’intervention	3, 7, 9
CCSN	G-274	Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires	3, 12
CCSN	G-276	Plan de programme d’ingénierie des facteurs humains	2, 4, 5
CCSN	G-278	Plan de vérification et de validation des facteurs humains	2, 4, 5
CCSN	G-323	Assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal	2, 3
CCSN	GD-336	Document d’orientation pour la comptabilisation et la déclaration des matières nucléaires	3, 13
ASME	ASME/ANS RA-Sa-2009	Addenda to ASME/ANS RA-S-2880 Standard for Level 1/ Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications	4
ASME	B31.3	Process Piping Guide	3, 5, 6
ASME	B31.5	Refrigeration Piping and Heat Transfer Components	3, 5, 6
COG	05-9011	Interim Implementation Guidelines for CANDU Nuclear Plant Reliability Programs	3, 5, 6
EPRI	TR-1019194	Guidelines for Performance of Internal Flooding Probabilistic Risk Assessment	4
AIEA		Collection Sécurité nucléaire no 4 : Technical Guidance: Engineering Safety Aspects of the Protection of Nuclear Power Plants against Sabotage	5, 12
AIEA	NSS-17	Collection Sécurité nucléaire no 17 : La sécurité informatique dans les installations nucléaires	5, 12
AIEA	INFCIRC 225 Rev 5	Recommandations de sécurité nucléaire sur la protection physique des matières nucléaires et des installations nucléaires	5, 12, 13
AIEA	INSAG 4	Collection sécurité no 75, Culture de sûreté	4
AIEA	SSG-3	Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants	4
AIEA	SSG-4	Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants	4
AIEA	TECDOC-1511	Determining the quality of probabilistic safety assessment (PSA) for applications in nuclear power plants	4
IEEE	Std 1023-2004	IEEE Recommended Practice for the Application of Human Factors Engineering to Systems, Equipment, and Facilities of Nuclear Power Generating Stations and Other Nuclear Facilities	2, 4, 5
Département de la Défense des États-Unis	UFC 3-340 02	Structures to Resist the Effects of Accidental Explosions	12
NRC des États-Unis	NUREG-0700	Human-System Interface Design Review Guidelines	2, 3, 5
NRC des États-Unis	NUREG-0711 Rev. 3	Human Factors Engineering Program Review Model	2, 4, 5
NRC des États-Unis	NUREG/CR-2300	PRA Procedures Guide: A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants	4

Glossaire

accident

Événement inattendu, y compris les erreurs opérationnelles, les défaillances de l’équipement ou autres contretemps, dont les conséquences ou les conséquences potentielles ne sont pas négligeables du point de vue de la protection ou de la sûreté. Aux fins du présent document, les accidents comprennent les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement. Les incidents de fonctionnement prévus dont les conséquences en matière de protection ou de sûreté sont négligeables ne sont pas des accidents.

accident de dimensionnement (AD)

Conditions d’accident pour lesquelles une centrale est conçue en fonction de critères de conception établis de sorte que les dommages au combustible et les rejets de matières radioactives ne dépassent pas les limites prescrites.

accident grave

Conditions d’accident qui sont plus graves que celles causées par un accident de dimensionnement et qui entraînent une détérioration importante du cœur du réacteur.

accident hors dimensionnement (AHD)

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

analyse déterministe de la sûreté

Analyse des mesures prises dans une installation dotée de réacteurs 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 interventions de l’opérateur). Les analyses déterministes de sûreté peuvent être réalisées avec la méthode prudente ou la méthode de type réaliste.

autorité en matière de conception

Entité (personne ou organisation) qui a la responsabilité générale du processus de conception ou de l’approbation des modifications à la conception, et qui s’assure que les connaissances nécessaires sont tenues à jour.

bilan périodique de la sûreté (BPS)

Évaluation complète de la conception et de l’exploitation d’une installation nucléaire, réalisée pour prendre en compte l’effet cumulatif du vieillissement, des modifications, de l’expérience en exploitation, des progrès techniques et des facteurs liés au choix de l’emplacement. Le BPS vise à assurer un degré élevé de sûreté pour toute la durée de vie utile de l’installation (ou de l’activité).

caractérisation du site

Éléments, qualités, caractéristiques physiques et environnement distinctifs du terrain sur lequel est située l’installation nucléaire.

conditions anormales crédibles

Accidents ou séquences d’accident dont la fréquence est égale ou supérieure à un sur un million d’années.

conditions d’accident

Écarts par rapport à l’exploitation normale plus graves que les incidents de fonctionnement prévus, comprenant les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement.

critère de défaillance unique

Critère (ou exigence) appliqué à un système de manière à ce qu’il soit apte à remplir ses fonctions suite à toute défaillance unique.

critères d’acceptation

Limites établies sur la valeur d’un indicateur fonctionnel ou conditionnel utilisé pour évaluer la capacité d’une structure, d’un système ou d’un composant à répondre à ses exigences de conception et de sûreté.

culture de sûreté

Caractéristiques de l’environnement de travail, comme les valeurs, les règles et la compréhension commune, qui influent sur les perceptions et les attitudes des employés à l’égard de l’importance que l’organisation accorde à la sûreté.

défaillance unique

Défaillance résultant de la perte de capacité d’un composant l’empêchant d’exécuter sa ou ses fonction(s) de sûreté prévue(s) et toute défaillance résultant de cette défaillance unique.

demandeur

Organisation qui a présenté une demande de permis à la CCSN pour construire une centrale nucléaire, qui a la responsabilité globale de superviser la réalisation sûre et satisfaisante de tous les travaux de conception, d’approvisionnement, de fabrication, de construction et de mise en service et qui possède l’autorité pour effectuer le contrôle et la coordination nécessaires. Dans la plupart des cas, le demandeur est également l’organisation responsable, qui sera plus tard responsable de l’exploitation de la centrale (aussi appelée l’exploitant). Lorsque ce n’est pas le cas, the demandeur continue néanmoins d’assumer la responsabilité de la centrale et de sa sûreté, et il doit superviser les activités de l’exploitant qui voit au fonctionnement de la centrale.

dimensionnement

Gamme des conditions et des événements qui sont pris explicitement en compte dans la conception de l’installation, suivant des critères déterminés, de sorte que l’installation puisse leur résister sans dépassement des limites autorisées lorsque les systèmes de sûreté fonctionnent comme prévu.

dossier de sûreté

Ensemble intégré d’arguments et de preuves pour établir la sûreté d’une installation et pour démontrer que toutes les exigences réglementaires pertinentes sont respectées. Le dossier de sûreté comprend habituellement une évaluation de la sûreté, mais il pourrait aussi comprendre des renseignements (dont des preuves et de l’argumentation à l’appui) sur la robustesse et la fiabilité de l’évaluation de la sûreté et des hypothèses qui s’y rapportent.

état de l’installation

Configuration des composants de l’installation, y compris les états physiques et thermodynamiques des matériaux et leur contenu en fluides de procédé.
Remarque : Aux fins du présent document, une installation se trouve dans l’un des états suivants : exploitation normale, incident de fonctionnement prévu, accident de dimensionnement ou accident hors dimensionnement (les accidents graves constituent un sous-ensemble des accidents hors dimensionnement).

états de fonctionnement

États définis en mode d’exploitation normale et lors d’incidents de fonctionnement prévus.

étude probabiliste de sûreté (EPS)

Analyse complète et intégrée de la sûreté d’une installation dotée de réacteurs. L’étude tient compte de la probabilité, de la progression et des conséquences de la défaillance d’équipement ou des conditions transitoires pour fournir des données numériques qui donnent une mesure cohérente de la sûreté de la centrale ou du réacteur :

• une EPS de niveau 1 détermine et quantifie les séquences d’événements conduisant à une perte d’intégrité structurale du cœur et à des défaillances massives de combustible
• une EPS de niveau 2 part des résultats de l’EPS de niveau 1; elle analyse le comportement du confinement, évalue les radionucléides émis par le combustible défaillant et quantifie les rejets dans l’environnement
• une EPS de niveau 3 part des résultats de l’EPS de niveau 2; elle analyse la distribution des radionucléides dans l’environnement et évalue les effets sur la santé publique

événement initiateur hypothétique (EIH)

Événement qui a été jugé, durant la phase de conception, capable d’entraîner un incident de fonctionnement prévu ou des conditions d’accident. Remarque : Un événement initiateur hypothétique n’est pas nécessairement lui-même un accident, mais plutôt un événement qui en déclenche une série d’autres pouvant mener à un incident de fonctionnement prévu, un accident de dimensionnement ou un accident hors dimensionnement, selon les défaillances supplémentaires qui se produisent.

exploitant

Organisation responsable de l’exploitation de la centrale. Cette organisation peut être le demandeur même ou une organisation qui exploitera la centrale au nom du demandeur. Dans ce cas, le demandeur doit superviser les activités de l’exploitant.

exploitation

Toutes les activités exécutées pour réaliser le but pour lequel l’installation a été construite. Pour une centrale nucléaire, cela comprend l’entretien, le rechargement du combustible, les inspections en service et d’autres activités connexes.

exploitation normale

Exploitation à l’intérieur de limites et de conditions d’exploitation définies qui régissent le démarrage, l’exploitation en puissance, la mise à l’arrêt, l’arrêt, l’entretien, les essais et le rechargement du combustible.

facteurs humains

Facteurs ayant une incidence sur la performance humaine relativement à la sûreté de la centrale nucléaire ou des activités pendant toutes les phases, y compris la conception, la construction, la mise en service, l’exploitation, l’entretien et le déclassement. Ces facteurs peuvent inclure les caractéristiques de la personne, la tâche, l’équipement, l’organisation, l’environnement et la formation.

fonction de sûreté

But précis qui doit être atteint pour maintenir la sûreté.

fondement d’autorisation

Ensemble d’exigences et de documents visant une installation ou une activité réglementée, qui comprend :

• les exigences réglementaires stipulées dans les lois et les règlements applicables
• les conditions et les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis relatif à l’installation ou à l’activité et les documents cités en référence directement dans ce permis
• les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l’appui de cette demande

gestion de la configuration

Processus permettant de déterminer et de documenter les caractéristiques des structures, systèmes et composants de l’installation (y compris les systèmes informatiques et les logiciels), et de s’assurer que les changements apportés à ces caractéristiques sont élaborés, évalués, approuvés, publiés, mis en œuvre, vérifiés, saisis et ajoutés dans les documents de l’installation de façon appropriée.

gestion des accidents

Prise d’une série de mesures pendant l’évolution d’un accident hors dimensionnement :

• pour prévenir la transformation de l’événement et un accident grave
• pour atténuer les conséquences d’un accident grave
• pour atteindre un état stable et sûr à long terme

incident de fonctionnement prévu (IFP)

Écart des conditions d’un procédé d’exploitation par rapport à celles qui prévalent en mode d’exploitation normale qui devrait survenir à tout le moins une fois au cours de la durée de vie d’une centrale nucléaire, mais qui n’entraînera pas, étant donné les dispositions appropriées prises à la conception, de dommages graves aux composants importants pour la sûreté ou qui ne mènera pas à des conditions d’accident.

lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG)

Ensemble de recommandations relatives aux mesures à prendre pour gérer les accidents graves.

limites et conditions d’exploitation

Ensemble de règles qui établissent les limites des paramètres ainsi que la capacité fonctionnelle et les niveaux de rendement de l’équipement et du personnel, approuvées par l’organisme de réglementation afin d’assurer l’exploitation sûre d’une installation autorisée. Cet ensemble de limites et de conditions est surveillé par l’opérateur ou pour celui-ci, et peut être contrôlé par celui-ci.

membres du public les plus exposés

Personnes qui reçoivent les doses les plus élevées en provenance d’une source particulière en raison de facteurs comme la proximité du rejet, les habitudes alimentaires et comportementales, l’âge et le métabolisme, et les fluctuations de l’environnement.

paramètres d’exploitation sûre (PES)

Ensemble de limites et de conditions à l’intérieur desquelles une centrale nucléaire doit être exploitée pour assurer la conformité à l’évaluation de sûreté présentée à l’appui du permis d’exploitation, et qui peuvent être surveillées par l’exploitant ou en son nom et contrôlées par lui.

performance humaine

Résultats de tous les comportements, les fonctions et les actions qui sont le fait de l’homme dans un environnement particulier, reflétant la capacité des travailleurs et de la direction à satisfaire au rendement établi pour le système dans les diverses conditions de son utilisation.

procédures d’exploitation d’urgence

Procédures propres au réacteur contenant des instructions permettant au personnel d’exploitation de mettre en œuvre des mesures pour mettre fin à certains incidents de fonctionnement prévus et empêcher la dégradation du cœur en cas d’accident de dimensionnement ou d’accident hors dimensionnement.

réalisable

Réalisable et justifiable du point de vue technique en tenant compte des facteurs coûts-avantages.

réglementation

Exigences légales prescrites par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ses règlements et les conditions de permis propres au site.

seuil d’intervention

Dose de rayonnement déterminée ou tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection (ou du programme de protection de l’environnement) du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières.

structures, systèmes et composants (SSC)

Terme général englobant tous les éléments (aspects) d’une installation ou d’une activité qui contribuent à la protection et à la sûreté. Les structures sont des éléments passifs : bâtiments, cuves, blindage, etc. Un système comprend plusieurs composants assemblés de manière à exécuter une fonction (active) précise. Un composant est un élément discret 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.

structures, systèmes et composants (SSC) importants pour la sûreté

Selon la définition du document REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires : structures, systèmes et composants d’une centrale nucléaire qui sont associés au déclenchement, à la prévention, à la détection ou à l’atténuation de toute séquence de défaillance et qui ont le plus grand impact dans la réduction de la possibilité d’un endommagement au combustible, du rejet associé de radionucléides, ou les deux.

système de refroidissement d’urgence du réacteur

Système de sûreté qui transfère la chaleur du cœur du réacteur à la suite d’une perte de caloporteur excédant les capacités d’appoint.

système de soutien en matière de sûreté

Système de sûreté conçu pour fournir des services comme l’alimentation en électricité, l’air comprimé, l’eau, le conditionnement d’air et la ventilation aux systèmes importants pour la sûreté.

système de sûreté

Système important pour la sûreté qui assure l’arrêt sûr du réacteur ou l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou qui limite les conséquences des incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement.

systèmes importants pour la sûreté

Comme défini dans le document RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, les structures, systèmes et composants de la centrale nucléaire associés au démarrage, à la prévention, à la détection et à l’atténuation de toute séquence de défaillance les plus susceptibles de réduire le risque d’endommagement du combustible ou au rejet associé de radionucléides, ou les deux.

zone de protection

La zone au-delà de la zone d’exclusion qui doit être prise en compte dans la mise en œuvre des mesures d’urgence. Cela englobe l’examen d’éléments comme la répartition et la densité de la population, l’utilisation des terres et de l’eau, les voies d’accès, l’analyse des conséquences et la planification des mesures d’évacuation.

zone d’exclusion

Parcelle de terrain qui relève de l’autorité légale du titulaire de permis, qui est située à l’intérieur ou autour d’une installation nucléaire et où il ne se trouve aucune habitation permanente.

Références

1. Commission canadienne de sûreté nucléaire, INFO-0795, Objectif et définition du « fondement d’autorisation », Ottawa, Canada, 2010.
2. Commission canadienne de sûreté nucléaire, INFO-0756, révision 1, Processus d’autorisation des nouvelles centrales nucléaires au Canada, Ottawa, Canada, 2008.
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4. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées, Ottawa, Canada, 2013.
5. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, Ottawa, Canada, 2014.
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7. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal, Ottawa, Canada, 2007.
8. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains, Ottawa, Canada, 2003.
9. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Politique, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, Ottawa, Canada, [date]. [toujours à l’état d’ébauche; la version définitive sera publiée avant la finalisation du présent document]
10. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2, Ottawa, Canada, 2015.
11. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, Ottawa, Canada, 2014.
12. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2014.
13. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2014.
14. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-346, Évaluation de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2008.
15. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2012.
16. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-276, Plan de programme d’ingénierie des facteurs humains, Ottawa, Ontario, 2003.
17. Canada. Secrétariat du Conseil du Trésor. Politique sur la sécurité du gouvernement, 2009, revised 2012
18. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-327, , Sûreté en matière de criticité nucléaire, Ottawa, Canada, 2010.
19. Commission canadienne de sûreté nucléaire, GD-327, Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire, Ottawa, Canada, 2010.
20. Commission canadienne de sûreté nucléaire, GD-52 révision 1, , Guide de conception des laboratoires de substances nucléaires et des salles de médecine nucléaires, Ottawa, Canada, 2010.
21. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires Ottawa, Canada, 2012.
22. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2014.
23. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement, Ottawa, Canada, 2014.
24. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-129 révision 1, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) », Ottawa, Canada, 2004.
25. Commission canadienne de sûreté nucléaire, P-223, Protection de l’environnement, Ottawa, Canada, 2001.
26. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-228, Élaboration et utilisation des seuils d’intervention, Ottawa, Canada, 2001.
27. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, Ottawa, Canada, 2014.
28. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, Ottawa, Canada, 2000.
29. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées, Ottawa, Canada, 2000.
30. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-208, Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III, Ottawa, Canada, 2003.
31. Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-274, Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires, Ottawa, Canada, 2003.
32. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée (document confidentiel), Ottawa, Canada, 2010.
33. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites, Ottawa, Canada, 2013.
34. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée (document confidentiel), Ottawa, Canada, 2010.
35. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire (document confidentiel), Ottawa, Canada, 2013.
36. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire, Ottawa, Canada, 2008.
37. Agence Internationale de l'Énergie Atomique, INFCIRC/164, Accord entre le gouvernement du Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires, 1972
38. Agence Internationale de l'Énergie Atomique, Protocole additionnel à l’Accord entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires, IAEA INFCIRC/164/Add 1, 2000.
39. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-2.13.2, Importation et exportation, Ottawa, Canada, [date]. [toujours à l’état d’ébauche; la version définitive sera publiée avant la finalisation du présent document]
40. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires, Ottawa, Canada, 2010.
41. Commission canadienne de sûreté nucléaire, GD-336, Document d’orientation pour la comptabilisation et la déclaration des matières nucléaires, Ottawa, Canada, 2010.
42. États-Unis. Nuclear Regulatory Commission (NRC), Packaging and Transportation of Radioactive Material, Title 10, Part 71 of the Code of Federal Regulations (10 CFR Part 71).
43. Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques, Ottawa, Canada, 2012
44. Commission canadienne de sûreté nucléaire, REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones, Ottawa, Canada, 2016.