REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires

1. Introduction

Le Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires (TNP) [1] est la pierre angulaire du régime international de non-prolifération nucléaire. Les États qui ont signé le TNP ont des engagements et des obligations dans les domaines de la non-prolifération, du désarmement et de l’utilisation pacifique des matières et des technologies nucléaires.

Pour respecter les engagements qu’il a pris en vertu du TNP, le Canada a conclu avec l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) des accords contraignants relatifs aux garanties, qui prévoient l’application des garanties de l’AIEA au Canada. En vertu de ces accords, le Canada a l’obligation de présenter à l’AIEA des rapports sur toutes les matières nucléaires et sur certains types d’activités de recherche et de fabrication dans le domaine nucléaire au Canada, et d’accepter que l’AIEA procède à des inspections de ces domaines.

En vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a le mandat d’assurer la conformité du Canada aux accords mentionnés plus haut. Pour ce faire, elle impose aux titulaires de permis des obligations relatives aux rapports requis par l’AIEA et à l’accès dont l’AIEA a besoin pour les vérifier.

1.1. Objet

Le REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires, énonce les exigences et l’orientation de la CCSN relatives à la mise sur pied et à la tenue à jour d’un programme de garanties.

1.2. Portée

Ce document précise l’information, l’accès et le soutien que les titulaires de permis doivent fournir à la CCSN et à l’AIEA pour faciliter le respect des accords relatifs aux garanties conclus par le Canada avec l’AIEA et des obligations des titulaires de permis établies dans le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN).

Le terme « garanties » fait référence à un système international de surveillance et de vérification des matières nucléaires, administré au Canada par la CCSN et vérifié par l’AIEA, qui vise à empêcher le détournement de ces matières des activités pacifiques légitimes. Le TNP exige que les garanties de l’AIEA s’appliquent aux matières nucléaires, quelle que soit la quantité, quand elles sont présentes n’importe où au Canada.

Le REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires, fournit les exigences et l’orientation relatives aux garanties pour les titulaires de permis qui :

1. a) possèdent des matières nucléaires, soit du plutonium 239, de l’uranium 233, de l’uranium enrichi en isotopes 235 ou 233, de l’uranium renfermant un mélange naturel d’isotopes, de l’uranium appauvri en isotope 235 ou du thorium
2. b) exécute des activités de fabrication à caractère nucléaire précisées à l’annexe A (Liste des activités de fabrication à caractère nucléaire à déclarer)
3. c) exécutent des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire définies à l’annexe B (Liste des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire)

Les matières énumérées ci-après ne sont pas considérées comme des matières nucléaires et ne sont donc pas soumises aux garanties au Canada.

1. a) l’uranium ou le thorium qui se trouve à l’état naturel dans le roc ou le sol, y compris le minerai d’uranium ou de thorium
2. b) les matières nucléaires en transit au Canada
3. c) l’uranium, le plutonium 239 et le thorium qui sont dans une forme d’utilisation finale non nucléaire et dont l’uranium, le plutonium 239 et le thorium sont, dans les faits, irrécupérables

On peut trouver une orientation supplémentaire au sujet des matières qui ne sont pas soumises aux garanties à l’annexe C (Orientation concernant les matières non soumises aux garanties).

1.3 Législation pertinente et obligations

1.3.1 Législation et règlements

Les dispositions de la LSRN et de ses règlements d’application mentionnées ci-après s’appliquent à ce document.

• Le sous alinéa 9a)(iii) de la LSRN établit qu’un des éléments de la mission de la Commission consiste à faire en sorte que « ces activités soient exercées en conformité avec les mesures de contrôle et les obligations internationales que le Canada a assumées ».
• L’alinéa 24(4)b) 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 ... 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 27b) de la LSRN stipule que « les titulaires de licence ou de permis et les personnes visées par règlement font les rapports réglementaires... et les déposent de la façon prévue par règlement ».
• L’alinéa 12(1)i) du RGSRN stipule que « le titulaire de permis prend toutes les mesures nécessaires pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique ».
• L’article 30 du RGSRN mentionne les situations pour lesquelles les titulaires de permis doivent soumettre un rapport sur les garanties à la Commission. La série 3.1 de documents d’application de la réglementation, intitulée Exigences relatives à la production de rapports, énonce les exigences de la CCSN relatives aux rapports d’événements et de surveillance de la conformité que les titulaires de permis doivent soumettre et on peut la trouver sur le site Web de la CCSN.

1.3.2 Accords avec l’Agence internationale de l’énergie atomique relatifs aux garanties

L’AIEA met en œuvre des garanties au moyen d’accords ayant force obligatoire et valeur de traité qu'elle conclut avec des États ou des autorités régionales. L’Accord de garanties généralisées entre le Canada et l’AIEA (Accord relatif aux garanties) [2] est entré en vigueur le 21 février 1972 et le Protocole additionnel entre le Canada et l’AIEA (Protocole additionnel) [3] est entré en vigueur le 8 septembre 2000.

L’Accord relatif aux garanties expose le régime de garanties auquel le Canada doit adhérer, y compris les matières qui sont soumises aux garanties, et la nature de l’information qui doit être déclarée à l’AIEA. Selon l’Accord, l’objectif des garanties de l’AIEA consiste à « déceler rapidement le détournement de quantités significatives de matières nucléaires des activités nucléaires pacifiques vers la fabrication d’armes nucléaires ou d’autres dispositifs nucléaires explosifs ou à des fins inconnues, et de dissuader tout détournement par le risque d’une détection rapide ».

Le Protocole additionnel contient d’autres exigences relatives à la communication de renseignements et à la fourniture d’un accès, notamment l’obligation de permettre l’accès à certains emplacements à 24 heures d’avis et celle de fournir de l’information au sujet de certains fabricants et chercheurs du domaine nucléaire, et l’accès à ces derniers, ni l’un ni l’autre ne mettant en jeu des matières nucléaires.

2. Classification des matières nucléaires

La CCSN a défini deux groupes et deux sous-groupes de matières nucléaires aux fins de l’application graduelle des exigences relatives à la production de rapports et à l’accès. Il est possible pour un titulaire de permis de posséder une combinaison de groupes de matières; les matières appartenant à différents groupes doivent toutefois être stockées séparément. Pour connaître les variations de stock permises dans le cas de chaque groupe, reportez vous au tableau D3 de l’annexe D.

2.1 Matières du groupe 1

Les matières du groupe 1 comprennent l’uranium, le plutonium 239 et le thorium qui sont assez purs pour servir à la fabrication du combustible ou à l’enrichissement isotopique. Cela inclut toutes les matières du cycle du combustible nucléaire au-delà du concentré de minerai, ou quoi que ce soit créé à partir de ces matières. Le concentré de minerai d’uranium qui respecte les spécifications de pureté contenues dans le tableau 1 de la norme ASTM-C753 04, Standard Specification for Nuclear-Grade, Sinterable Uranium Dioxide Powder [4] est considéré faire partie des matières du groupe 1. Une fois qu’un article donné ou un lot de matières nucléaires est considéré comme faisant partie des matières du groupe 1, il continue d’en faire partie à moins que les garanties soient levées par l’AIEA.

2.1.1 Matières du groupe 1A – Garanties intégrales

Les matières du groupe 1A sont des matières du groupe 1 qui sont soumises aux garanties intégrales – c’est-à-dire qu’elles restent ouvertes à des vérifications périodiques effectuées par l’AIEA et qu’elles doivent faire l’objet d’une comptabilité détaillée (consultez le tableau D1 de l’annexe D pour connaître la fréquence de production des rapports, et la section 6 pour trouver de plus amples renseignements sur les droits d’accès de l’AIEA applicables aux matières du groupe 1A).

Les matières du groupe 1A ne peuvent être stockées qu’à des sites désignés comme « installation » ou « emplacement hors installation » aux fins des garanties (voir la catégorisation des titulaires de permis à la section 3).

Un titulaire de permis peut demander que les garanties des matières du groupe 1A soient levées en présentant une demande à la CCSN à l’aide du formulaire disponible sur le site Web de la CCSN. Les garanties sont levées seulement dans les cas où les matières ont été consommées ou ont été diluées de telle façon qu’elles ne sont plus utilisables pour quelque activité nucléaire que ce soit ou qu’elles sont devenues, dans les faits, irrécupérables. Les matières dont les garanties ont été levées cessent d’être assujetties à une comptabilité détaillée et aux exigences relatives à l’accès de l’AIEA.

2.1.2 Matières du groupe 1B – Exemption du régime des garanties

Les matières du groupe 1B sont des matières du groupe 1 qui ont été exemptées de certaines obligations relatives aux déclarations et à la vérification, avec la permission à la fois de l’AIEA et de la CCSN. Se reporter au tableau D1 de l’annexe D pour connaître la fréquence de production des rapports, et à la section 6.3 pour trouver de plus amples renseignements au sujet des droits d’accès de l’AIEA applicables aux matières du groupe 1B.

En vertu de l’article 36 de l’Accord relatif aux garanties [2], des matières nucléaires peuvent être exemptées du régime des garanties dans les conditions suivantes :

1. a) les matières sont utilisées en quantités de l’ordre du gramme ou moins comme éléments capteurs dans des instruments
2. b) les matières sont utilisées dans le cadre d’activités non nucléaires
3. c) les matières consistent en du plutonium dont la teneur en plutonium 238 dépasse 80 %

En vertu de l’article 37 de l’Accord relatif aux garanties [2], les matières qui ne respectent pas les critères mentionnés plus haut peuvent quand même être exemptées du régime des garanties quand les limites de quantité spécifiées pour le Canada à l’article 37 ne sont pas dépassées. La CCSN suit la quantité totale des matières présentes au Canada qui sont exemptées en vertu de l’article 37 et s’assure que ces limites ne sont pas dépassées.

Un titulaire de permis peut demander que des matières du groupe 1A soient exemptées du régime des garanties ou demander la levée d’exemption pour des matières du groupe 1B en présentant une demande à la CCSN à l’aide des formulaires disponibles sur le site Web de la CCSN.

2.2 Matières du groupe 2 – Concentrés de minerai

Les matières du groupe 2 comprennent l’uranium et le thorium qui n’ont pas atteint le stade du cycle du combustible nucléaire auquel ils possèdent une composition et une pureté propres à la fabrication du combustible ou à l’enrichissement isotopique. Les matières du groupe 2 incluent généralement uniquement les concentrés de minerai d’uranium ou de thorium qui ne respectent pas les spécifications de pureté mentionnées dans la norme ASTM-C753 04, Standard Specification for Nuclear-Grade, Sinterable Uranium Dioxide Powder [4].

Les matières de ce type ne sont pas soumises à une vérification systématique par l’AIEA, mais elles sont quand même assujetties à certaines exigences relatives à l’accès et à la comptabilité des matières nucléaires (voir la fréquence de production des rapports dans le tableau D1 de l’annexe D, et la section 6.3 pour trouver de plus amples renseignements sur les droits d’accès de l’AIEA applicables aux matières du groupe 2).

3. Catégorisation des titulaires de permis

Aux fins du régime des garanties, un titulaire de permis est désigné comme « installation », « emplacement hors installation » ou « autre titulaire de permis » selon les critères mentionnés ci après.

3.1 Installation

Aux fins du régime des garanties, on appelle « installation » le titulaire de permis qui possède des matières du groupe 1A quand il respecte un des critères suivants :

1. a) le permis inclut un réacteur et/ou une installation critique, ou une usine de concentration de matières nucléaires, une usine de fabrication, une usine de traitement de combustible irradié ou une usine de séparation des isotopes, ou une installation séparée de stockage de matières nucléaires
2. b) le permis inclut un emplacement où des matières du groupe 1A en quantités supérieures à un kilogramme effectif sont habituellement utilisées

3.2 Emplacement hors installation

Aux fins du régime des garanties, on appelle « emplacement hors installation » le titulaire de permis qui possède des matières du groupe 1A, mais qui ne respecte pas les critères mentionnés plus haut.

3.3 Autre titulaire de permis

On appelle « autre titulaire de permis » le titulaire de permis qui ne possède pas de matières du groupe 1A et qui :

1. a) possède des matières du groupe 1B et/ou du groupe 2
2. b) exécute des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire
3. c) exécute des activités de fabrication à caractère nucléaire spécifiées

et il est assujetti à un ensemble réduit d’exigences relatives aux garanties.

4. Programme de garanties

Tout titulaire de permis catégorisé comme une installation, un emplacement hors installation ou un autre titulaire de permis doit posséder un programme de garanties documenté qui prévoit l’exécution des exigences relatives aux garanties applicables :

• Équipement et sceaux de garanties (section 5)
• Accès de l’AIEA (section 6)
• Comptabilité des matières nucléaires (section 7)
• Communication de renseignements (section 8)
• Conservation des documents (section 9)

Orientation

Le programme de garanties d’un titulaire de permis devrait inclure les mesures que le titulaire de permis prendra pour s’assurer que les exigences relatives aux garanties qui le concernent sont respectées de manière uniforme et satisfaisante. Tout titulaire de permis qui possède des matières nucléaires ou réalise des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire, ou réalise des activités de fabrication à caractère nucléaire spécifiées devrait nommer une personne responsable de la tenue à jour et de l’exécution du programme de garanties de ce titulaire de permis. L’identité de cette personne devrait être divulguée à la CCSN.

5. Équipement et sceaux de garanties

Tout titulaire de permis doit, à la demande de la CCSN, mettre en place un équipement de garanties au site autorisé ou faciliter la mise en place de cet équipement par l’AIEA. Tout titulaire de permis doit fournir les services requis pour le fonctionnement de cet équipement, conformément aux spécifications fournies.

Aucun titulaire de permis ne doit perturber ou interrompre le fonctionnement de l’équipement de garanties à l’installation, ou modifier, dégrader ou briser un sceau de garanties, sauf à la demande de la CCSN. Chaque titulaire de permis doit mettre en œuvre des mesures destinées à prévenir l’endommagement, le vol, la perte, la modification ou le sabotage d’un équipement de garanties, de sceaux ou d’échantillons. Les titulaires de permis doivent faire part de tout événement de ce genre à leur propre personnel de sécurité, le cas échéant.

Selon l’article 30 du RGSRN, les titulaires de permis doivent signaler à la Commission toute perturbation ou interruption du fonctionnement de l’équipement de garanties, ou encore la modification, la dégradation ou le bris d’un sceau de garanties, entre autres événements.

Orientation

Aux sites de titulaire de permis où il est probable qu’il y ait des sceaux et de l’équipement de garanties, une partie du programme de garanties du titulaire de permis devrait inclure la familiarisation de toutes les personnes pertinentes avec les exigences entourant les sceaux et l’équipement de l’AIEA.

Les titulaires de permis devraient communiquer avec la CCSN lorsqu’il n’est pas certain s’il y a eu perturbation ou interruption du fonctionnement de l’équipement de garanties. Par exemple, dans la plupart des cas, l’équipement de garanties peut tolérer une brève panne d’alimentation et/ou de connectivité des données. Il se peut par conséquent que ce genre d’exemples ne constitue pas un événement à déclaration obligatoire en vertu de l’article 30 du RGSRN.

6. Accès de l’Agence internationale de l’énergie atomique

Chaque titulaire de permis doit fournir l’accès requis aux inspecteurs de l’AIEA. Cet accès vise à permettre de vérifier les déclarations faites par le Canada à l’AIEA, conformément aux exigences des accords relatifs aux garanties entre le Canada et l’AIEA. L’AIEA peut demander l’accès à un site donné à diverses fins décrites plus loin.

À la demande de la CCSN, les titulaires de permis doivent faire rapport à la CCSN des résultats de toutes les activités de l’AIEA qui ont lieu sur leur site.

Orientation

Les titulaires de permis peuvent communiquer avec la CCSN pour vérifier l’identité des inspecteurs de l’AIEA qui demandent d’avoir accès au site.

6.1 Inspections

L’AIEA a le droit de procéder à des inspections chez les titulaires de permis catégorisés comme installations ou emplacements hors installations. Durant une inspection, l’AIEA a le droit de vérifier toutes les matières du groupe 1A sur le site et de vérifier les documents et les rapports pertinents, y compris les documents relatifs aux garanties qui n’ont pas été soumis à la CCSN (les données de base, par exemple).

Au cours d’une inspection, le titulaire de permis doit fournir la liste des articles en stock englobant les matières qui font l’objet de l’inspection, puis faciliter la vérification des stocks par l’AIEA. De plus amples renseignements se trouvent sur la liste des articles en stock à la section 8.1.4.

Les activités d’inspection de l’AIEA peuvent inclure, entre autres :

• les relevés de mesure des matières nucléaires
• la prise d’échantillons de matières nucléaires
• l’examen des données provenant de l’équipement de confinement et de surveillance de l’AIEA
• la pose ou la vérification de sceaux de l’AIEA
• l’examen des documents et des rapports relatifs aux garanties

Dans le cas d’une inspection au cours de laquelle des échantillons de matières nucléaires sont prélevés à la demande de la CCSN, le titulaire de permis doit fournir toute l’aide raisonnable requise pour permettre l’envoi de ces échantillons.

Orientation

Selon la taille et la complexité des stocks à vérifier, la durée d’une inspection effectuée par l’AIEA peut varier de quelques heures à plusieurs semaines. L’AIEA donne généralement un avis de 24 heures à une semaine à l’avance pour dire qu’elle procédera à une inspection. L’AIEA conserve le droit de procéder à une inspection inopinée chez tout titulaire de permis catégorisé comme installation ayant un contenu ou une capacité annuelle dépassant cinq kilogrammes effectifs de matières nucléaires. Afin de réduire les activités de vérification de l’AIEA, la CCSN peut demander à tout autre titulaire de permis catégorisé comme installation ou comme emplacement hors installation d’accepter une inspection inopinée effectuée par l’AIEA. La CCSN cherche à participer à toutes les inspections effectuées par l’AIEA au Canada, dans la mesure du possible.

6.2 Vérification des renseignements descriptifs

L’AIEA a le droit d’effectuer des visites chez un titulaire de permis catégorisé comme installation pour vérifier les renseignements descriptifs fournis par le titulaire de permis (consulter la section 8.2 pour de plus amples renseignements sur les exigences relatives aux renseignements descriptifs). Durant une visite de vérification, le titulaire de permis doit fournir à l’AIEA les plus récents renseignements descriptifs soumis à la CCSN, puis faciliter la vérification de ces renseignements par l’AIEA. L’AIEA avise une semaine à l’avance qu’elle effectuera une visite de vérification de renseignements descriptifs. La CCSN cherche à participer à toutes les vérifications de renseignements descriptifs effectuées par l’AIEA au Canada, dans la mesure du possible.

6.3 Accès complémentaire

En vertu du Protocole additionnel [3], l’AIEA a le droit de demander un accès complémentaire à tout emplacement au Canada sur avis d’aussi peu que 24 heures ou sur avis de 2 heures quand son personnel est déjà sur place à une installation ou à un emplacement hors installation pour une inspection ou une vérification des renseignements descriptifs.

Sur réception d’une demande d’accès complémentaire, le titulaire de permis doit permettre à l’AIEA et à la CCSN d’accéder à :

• tout emplacement sur tout site déclaré comme installation ou emplacement hors installation
• toute installation ou tout emplacement hors installation, qui est déclassée ou fermée
• toute mine ou usine de concentration d’uranium ou de thorium
• tout emplacement possédant, important ou exportant plus de 10 tonnes métriques de concentré de minerai d’uranium et/ou plus de 20 tonnes métriques de concentré de minerai de thorium au cours d’une année civile donnée
• tout emplacement où des matières exemptées de garanties en vertu de l’article 37 de l’Accord relatif aux garanties [2] sont stockées ou des matières exemptées de garanties en vertu de l’article 36 de l’Accord relatif aux garanties sont stockées, quand ces matières ne sont pas encore dans leur forme d’utilisation finale non nucléaire
• tout emplacement qui s’occupe du traitement ultérieur de déchets contenant du plutonium, de l’uranium hautement enrichi ou de l’uranium 233 pour lequel les garanties ont été levées

Dans le cas des emplacements sujets à des demandes d’accès complémentaire qui ne sont pas mentionnées ci-dessus (les emplacements qui participent à des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire ou à de la fabrication à caractère nucléaire spécifiée, par exemple), dès la réception d’une telle demande, le titulaire de permis doit faire tous les efforts raisonnables pour permettre à l’AIEA et à la CCSN d’accéder au site.

L’accès sera fourni dans les délais spécifiés dans l’avis d’accès complémentaire.

Orientation

L’accès complémentaire n’a lieu que durant les heures de travail normales. Les activités que le personnel de l’AIEA peut effectuer durant cet accès incluent ce qui suit :

• observation visuelle
• collecte d’échantillons environnementaux
• utilisation d’appareils de détection ou de mesure du rayonnement
• décompte d’articles de matières nucléaires
• pose de sceaux et/ou d’autres dispositifs inviolables
• examen des documents en lien avec les objectifs de l’accès complémentaire

Il est possible de réglementer l’accès du personnel de l’AIEA durant un accès complémentaire afin de prévenir la dissémination d’information sensible à la prolifération, de respecter les exigences relatives à la sûreté ou à la protection physique et de protéger des renseignements exclusifs ou commercialement sensibles. Tout besoin de réglementation de l’accès devrait être communiqué à la CCSN au moyen de la mise à jour annuelle du titulaire de permis en vertu du Protocole additionnel [3] (voir de plus amples détails à la section 8.4). Cela n’exclut pas la possibilité que le besoin de réglementer l’accès se fasse sentir durant l’accès complémentaire. La CCSN cherche à participer à tous les accès complémentaires de l’AIEA au Canada, dans la mesure du possible.

6.4 Accès à l’équipement de l’AIEA

L’AIEA a le droit d’accéder à l’équipement qu’elle a mis en place, notamment pour la maintenance et l’entretien courant. Le titulaire de permis doit faciliter l’accès à l’équipement de l’AIEA, ce qui inclut la fourniture d’échelles, d’un échafaudage, d’appareils de levage ou de formation, selon les besoins. Remarquez qu’il se peut que l’accès doive être accordé à court préavis.

Orientation

Les titulaires de permis devraient informer la CCSN de la formation nécessaire pour accéder à l’équipement de l’AIEA dans leurs documents portant sur les renseignements descriptifs (voir la section 8.2).

7. Comptabilité des matières nucléaires

La comptabilité des matières nucléaires concerne le programme de comptabilité et de déclaration des matières nucléaires mis en œuvre par les titulaires de permis et la CCSN pour satisfaire aux exigences de l’Accord relatif aux garanties [2].

La comptabilité des matières nucléaires englobe les activités que le titulaire de permis exécute pour établir les quantités de matières nucléaires présentes dans des zones définies et les variations de ces quantités au cours d’une période définie. Cela inclut les relevés de mesure des matières nucléaires, la tenue de dossiers, la préparation et la soumission de rapports comptables, et la vérification des renseignements de comptabilité fournis. Dans le cas d’un titulaire de permis qui possède des matières du groupe 1A, cela inclut en plus l’établissement de zones de bilan matières (ZBM) dans lesquelles il est possible de déterminer les « flux » et les stocks de matières nucléaires, et de points de mesure principaux (PMP) dans ces ZBM, où il est possible de mesurer les « flux » et les stocks de matières nucléaires.

7.1 Mesure des matières nucléaires

Tout programme de garanties d’un titulaire de permis doit inclure l’entretien et l’étalonnage des instruments utilisés pour mesurer les matières nucléaires aux fins des garanties. Les résultats documentés de toute activité d’étalonnage ou mesure de matières nucléaires sont classés comme données de base et doivent ainsi être disponibles sur demande, y compris durant les inspections menées par l’AIEA.

Orientation

En général, les instruments utilisés pour mesurer les matières nucléaires devraient être étalonnés au moins une fois au cours de la période entre deux inventaires (consulter la section 7.3 pour d’autres détails). La précision des mesures prises par les titulaires de permis devrait respecter ou dépasser les normes fixées dans le document de l’AIEA STR-368, International Target Values 2010 for Measurement Uncertainties in Safegarding Nuclear Materials [5], s’il y a lieu.

Les erreurs d’arrondissement devraient être réduites au minimum (par exemple, lorsqu’une somme de mesures est déclarée, seul le nombre final déclaré devrait être arrondi). De plus, le nombre de chiffres significatifs devrait refléter l’incertitude de la mesure globale. Les mesures devraient comprendre le même nombre de chiffres significatifs dans tous les rapports se rapportant au même article ou lot.

7.2 Suivi des stocks

Tout titulaire de permis possédant des matières nucléaires doit être capable en tout temps de fournir une liste des articles en stock à jour comprenant la totalité des matières du groupe 1 en sa possession.

Tous les articles en stock doivent avoir un identificateur unique, par exemple un numéro de série étampé ou gravé, ou une étiquette adhésive ou volante, de sorte qu’un inspecteur de la CCSN ou de l’AIEA puisse facilement faire le lien entre la liste des articles en stock du titulaire de permis et l’inventaire.

7.3 Inventaire du stock physique

Tous les titulaires de permis catégorisés comme installations ou emplacements hors installations doivent effectuer un inventaire du stock physique (ISP) chaque année civile et pas plus de 14 mois après l’ISP précédent. La date de l’ISP du titulaire de permis doit être déclarée à la CCSN dans le cadre du programme opérationnel annuel (voir la section 8.3).

L’ISP du titulaire de permis doit :

• confirmer la présence de toutes les matières du groupe 1 dans la liste des articles en stock
• confirmer que l’identificateur d’un article correspond à l’information contenue dans la liste des articles en stock
• confirmer qu’il n’y a pas de matières du groupe 1 qui ne sont pas incluses dans la liste des articles en stock

La CCSN et/ou l’AIEA peuvent choisir de vérifier les résultats de l’ISP d’un titulaire de permis, notamment toutes les matières du groupe 1A incluses dans la liste des articles en stock produite à la suite de l’ISP. Dans le cas où l’AIEA choisit de vérifier les résultats de l’inventaire physique effectué par le titulaire de permis, l’inspection qu’elle mène alors s’appelle une vérification du stock physique (VSP). Dans le cas où la CCSN choisit de le faire, l’inspection s’appelle alors une évaluation de l’inventaire du stock physique (E-ISP). La VSP et/ou l’E-ISP peuvent avoir lieu peu de temps après l’ISP ou coïncider avec celui ci. La VSP entraîne la vérification d’une partie ou de la totalité des matières du groupe 1A présentes sur le site au moment de l’ISP, tandis que l’E-ISP entraîne la vérification d’une partie ou de la totalité des matières du groupe 1 présentes sur le site au moment de l’inventaire physique. Le titulaire de permis doit être prêt à appuyer une VSP effectuée par l’AIEA et/ou une E-ISP effectuée par la CCSN à la suite de chaque ISP.

Orientation

Dans le cas d’un titulaire de permis dont l’inventaire est gros et complexe, l’ISP devrait être programmé de manière à avoir lieu lorsque les mouvements et les stocks de matières nucléaires sont au minimum, et lorsqu’il est possible de vider et de nettoyer l’équipement utilisé pour traiter les matières nucléaires, dans toute la mesure raisonnablement possible. Il faudrait si possible échantillonner et analyser les matières nucléaires qui sont retenues dans l’équipement au moment d’un ISP pour déterminer les caractéristiques nécessaires à la détermination de la masse des matières nucléaires. Les matières nucléaires présentes dans les articles dont la masse n’a pas changé depuis l’inventaire précédent, ou depuis leur création ou leur réception, n’ont pas à être mesurées de nouveau dans le cadre d’un ISP.

La CCSN peut choisir une date d’ISP pour le titulaire de permis en fonction de la disponibilité des ressources de la CCSN.

7.4 Différence d’inventaire

Tout titulaire de permis qui procède à l’inventaire du stock physique doit calculer la différence d’inventaire (ID) comme résultat de cet ISP et la déclarer à la CCSN. L’ID est calculée au cours d’une période de bilan matières, c’est à dire l’intervalle entre deux inventaires.

La différence d’inventaire doit être calculée à l’aide de l’équation de bilan matières suivante :

ID = BE – PE

et

BE = PB + X - Y

où :

BE = le stock comptable final, c’est-à-dire la somme du stock physique initial et de toutes les variations de stock au cours de la période de bilan matières

PE = le stock physique final selon l’inventaire actuel

PB = le stock physique initial selon l’inventaire précédent

X = la somme de toutes les augmentations de stock au cours de la période de bilan matières

Y = la somme de toutes les diminutions de stock au cours de la période de bilan matières

La différence d’inventaire doit être déclarée à la CCSN dans les rapports suivants :

• Un document de variations de stocks quand la différence est autre que zéro (voir la section 8.1.2).
• Le grand livre général final de la période de bilan matières (voir la section 8.1.3)
• L’état de rapprochement (voir la section 8.1.6).

La CCSN évalue tous les cas d’ID déclarés par les titulaires de permis. En fonction de cette évaluation, elle peut demander des mesures de suivi dans le cas d’une ID autre que zéro relative à des matières nucléaires en vrac. Les titulaires de permis doivent faire enquête sur tout cas d’ID autre que zéro relative à des matières nucléaires sous forme d’articles et communiquer les résultats de l’enquête à la CCSN et à leur propre personnel de sécurité, le cas échéant. Les rapports des résultats de ces enquêtes doivent être soumis dans les 30 jours suivant l’inventaire du stock physique et inclure les conclusions des titulaires de permis relativement à la source de la différence d’inventaire ainsi que les mesures correctives.

7.5 Obligations à l’étranger

Le Canada a négocié des accords de coopération nucléaire (ACN) avec des pays partenaires partout dans le monde. Lorsque des matières nucléaires sont importées au Canada en vertu des dispositions d’un ACN, ces matières sont généralement visées par des obligations à l’étranger, notamment l’exigence pour le Canada de suivre ces matières nucléaires tant qu’elles sont au Canada et d’en faire rapport.

Au moment de délivrer un permis d’importation, la CCSN indique à l’importateur si une obligation à l’étranger sera attribuée aux matières nucléaires. Lorsque la CCSN n’a émis aucun avis de ce genre, les matières en question sont considérées comme n’étant pas visées par une obligation tant qu’elles demeurent au Canada.

Les titulaires de permis doivent suivre les obligations à l’étranger associées à leur stock de matières nucléaires et aux variations de stock. Pour de plus amples renseignements, consulter les sections 8.1.2 et 8.1.7.

Une fois attribuées, les obligations à l’étranger associées à un article doivent demeurer liées à cet article, à moins que l’intégrité de ce dernier soit détruite par un traitement. Il serait bon de noter que les matières nucléaires peuvent être visées simultanément par des obligations envers plusieurs pays.

Les obligations à l’étranger associées aux transferts intérieurs ou aux variations internes de stock doivent être attribuées par le titulaire de permis en fonction des obligations présentes dans son stock. Les obligations à l’étranger associées à des matières nucléaires qui seront exportées du Canada, le cas échéant, doivent être déclarées à la CCSN par le titulaire de permis dans le cadre du processus de demande d’un permis d’exportation à la CCSN. Si des matières nucléaires non visées par une obligation doivent être exportées du Canada pour utilisation nucléaire, la CCSN attribue une obligation canadienne à ces matières au moment de l’exportation.

Orientation

Pour obtenir de plus amples renseignements sur le programme de contrôle des importations et des exportations de la CCSN, consulter le document d’application de la réglementation REGDOC-2.13.2, Importation et exportation.

8. Communication de renseignements

Tous les renseignements fournis à la CCSN doivent être transmis à l’aide des mesures de sécurité de l’information appropriées. Le système d’affaires en ligne Déclaration de rapports de comptabilité des matières nucléaires (DRCMN) de la CCSN (voir la section 8.1.1) et le courriel chiffré au moyen de la boîte aux lettres des garanties de la CCSN (safeguards-garanties@cnsc-ccsn.gc.ca) peuvent être utilisés pour les communications jusqu’à « Protégé B » inclusivement selon les niveaux de sécurité publiés par le gouvernement du Canada en vertu du Programme de sécurité industrielle. Les titulaires de permis doivent prendre d’autres ententes avec la CCSN lorsque les renseignements à soumettre sont « Protégé C » ou classifiés.

8.1 Rapports de comptabilité des matières nucléaires

Tous les titulaires de permis qui possèdent des matières nucléaires doivent faire rapport à la CCSN conformément à la fréquence de production des rapports mentionnée dans le tableau D1 de l’annexe D. La CCSN peut demander que certains rapports soient présentés plus souvent pour appuyer les activités de vérification de l’AIEA.

Les descriptions des données à inclure dans chaque type de rapports sont fournies dans le tableau D2 de l’annexe D. Les formulaires de rapport de comptabilité des matières nucléaires sont disponibles sur le site Web de la CCSN.

8.1.1 Sécurité de l’information et production de rapports par voie électronique

Les titulaires de permis doivent avoir des moyens en place pour empêcher que les systèmes utilisés pour générer, conserver et transmettre des renseignements pertinents sur les garanties soient compromis.

Tous les titulaires de permis qui sont tenus de soumettre des rapports de comptabilité des matières nucléaires (voir la section 8.1) doivent utiliser à cette fin le système d’affaires en ligne DRCMN, qui se trouve sur le site Web de la CCSN.

Orientation

Les titulaires de permis peuvent consulter la norme CSA N290.7, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, pour obtenir de l’orientation sur la cybersécurité des régimes de garanties.

Le système d’affaires en ligne DRCMN accepte les rapports de comptabilité des matières nucléaires en format de langage de balisage extensible (.xml) et en format Microsoft Excel 2003 (.xls). Les demandes d’exemption, de levée d’exemption et de levée des garanties sont également acceptées en format de document portable (.pdf). On peut obtenir de la CCSN un code d’accès au système DRCMN. Il est possible de prendre d’autres dispositions avec la CCSN dans le cas d’un fichier qui ne peut être soumis au moyen du système DRCMN, par exemple à cause de sa taille.

De plus amples renseignements concernant l’utilisation du système DRCMN sont disponibles sur le site Web de la CCSN.

8.1.2 Document de variations de stock

Une variation de stock est une augmentation ou une diminution du stock de matières nucléaires d’un titulaire de permis. Toutes les variations de stock doivent être déclarées à la CCSN dans un document de variations de stock (DVS), à l’aide des codes de variation de stock définis dans le tableau D3 de l’annexe D. Dans le cas de toute expédition de matières nucléaires, l’expéditeur doit fournir une copie du DVS au destinataire.

Correction ou suppression d’un document de variations de stock

Pour corriger un document de variations de stock, il faut soumettre un document rectificatif comportant les modifications nécessaires. Ce document doit indiquer la date du jour et non la date à laquelle la transaction initiale a eu lieu. Le DVS rectificatif est identique à l’original, sauf pour la date, les champs corrigés, l’entrée de la lettre « C » (pour « correction ») à l’étiquette 309 et l’augmentation de 1 de la valeur de l’étiquette 1021. Il faut ajouter une note dans la section Remarques d’un DVS rectificatif pour expliquer la raison de la correction.

Un DVS peut être supprimé afin de le retirer complètement. Pour supprimer un document de variations de stock, il faut soumettre un document identique à l’original à l’exception de la date, qui est celle du jour, et de l’entrée de la lettre « D » (pour « supprimer ») à l’étiquette 309 (la valeur de l’étiquette 1021 demeure 0). Il faut ajouter une note dans la section Remarques d’un document de variations de stock à supprimer pour expliquer la raison de la suppression.

Il est impossible de corriger certains champs du document de variations de stock (Date, Nom du lot, ZBM, Genre de VS, Statut des garanties et Code de l’élément, quand la modification du Code de l’élément a une incidence sur le Statut des garanties) en présentant un DVS rectificatif. Dans ce cas, on doit supprimer le DVS initial et en présenter un nouveau. Le DVS à supprimer et le nouveau DVS doivent tous deux porter la date du jour.

Dans des situations déterminées et en consultation avec la CCSN, il est possible de présenter un DVS rectificatif ou un DVS à supprimer dont la date est autre que la date du jour. Il est aussi possible de retirer et de remplacer un DVS sans modifier l’étiquette 309 ou l’étiquette 1021.

8.1.3 Grand livre général

Un grand livre général est une liste mensuelle de toutes les variations de stock qui ont lieu durant le mois et il fournit le stock comptable, c’est-à-dire un bilan cumulatif courant des matières nucléaires qui se trouvent dans la ZBM.

Les titulaires de permis catégorisés comme installations doivent tenir un grand livre général; la CCSN tient un grand livre général pour le compte des titulaires de permis catégorisés comme emplacements hors installations. L’information relative à une variation de stock consignée dans le grand livre général doit correspondre à l’information contenue dans le DVS pour chaque variation de stock, à l’exception des corrections de masse, selon la description donnée plus loin sous « Consigner la correction ou la suppression d’un DVS dans un grand livre général ». Un grand livre général distinct doit être présenté pour chaque élément/isotope des matières nucléaires du groupe 1A.

Dans le cas des mois au cours desquels il n’y a pas eu de transaction, les titulaires de permis ne sont pas tenus de présenter un grand livre général à la CCSN. Dans le cas d’un titulaire de permis catégorisé comme installation, on considère que ce grand livre général constitue des données de base et il doit toujours être créé, conservé et fourni sur demande.

Correction d’un grand livre général

Pour corriger un grand livre général, il faut soumettre un nouveau rapport dans lequel le numéro de révision est augmenté de 1 et la date de la révision est indiquée dans le champ approprié.

Consigner la correction ou la suppression d’un DVS dans un grand livre général

Lorsqu’on présente un DVS rectificatif ou à supprimer, il faut consigner la correction ou la suppression dans le grand livre général pour le mois au cours duquel la correction ou la suppression a été déclarée. Dans le cas d’un DVS rectificatif, si la correction concerne la masse, la masse consignée dans le grand livre général doit alors être la différence entre la dernière masse déclarée et la masse corrigée. Par exemple, si une masse a été déclarée à l’origine comme étant 10 kg, puis corrigée pour devenir 11 kg, l’entrée dans le grand livre général correspondant au DVS rectificatif indiquera 1 kg (11 kg – 10 kg), même si le document de variations de stock rectificatif continue de mentionner 11 kg. Il s’agit du seul cas où la masse déclarée dans un grand livre général n’est pas exactement la même que celle dans le DVS correspondant.

8.1.4 Liste des articles en stock

La liste des articles en stock est constituée de listes de tous les articles contenant des matières du groupe 1 présents sur le site à tout moment donné. Une liste des articles en stock distincte doit être tenue pour chaque catégorie d’éléments ou d’isotopes présente sur le site. Les matières des groupes 1A et 1B doivent être consignées sur des ensembles séparés de listes des articles en stock. Un article est généralement défini comme la plus petite unité étiquetée individuellement en stock. Les titulaires de permis doivent être capables de créer une liste des articles en stock exacte sur demande.

Remarque : Les listes des articles en stock relatives au combustible usé des centrales CANDU sont un cas spécial en raison du nombre extrêmement élevé d’articles présents. Dans le cas de ces listes, il est acceptable de déclarer sur une ligne simple chaque élément présent dans chaque PMP, en indiquant le nombre de grappes et la masse des matières nucléaires. Des listes par article englobant les sous ensembles du stock de combustible usé doivent être disponibles sur demande pour faciliter les activités de vérification. À la demande du titulaire de permis, la CCSN envisagera des accords similaires dans le cas des autres gros stocks homogènes.

Correction d’une liste des articles en stock

Pour corriger une liste des articles en stock, il faut soumettre un nouveau rapport dans lequel le numéro de la révision a augmenté de 1 et la date de la révision est indiquée dans le champ approprié. La date du rapport relatif à la correction d’une liste des articles en stock doit demeurer inchangée, c’est-à-dire qu’elle doit être la date à laquelle la liste des articles en stock a été soumise.

8.1.5 Sommaire des stocks par point de mesure principal physique

Le sommaire des stocks par PMP-physique (SSPMP-P) consiste en un sommaire des matières du groupe 1A divisé par PMP-physiques. Le SSPMP-P doit résumer la liste des articles en stock en regroupant en lots les articles ayant le même code de description de matière. Dans le cas où le titulaire de permis possède de petits inventaires de matières nucléaires, la CCSN peut, à la demande du titulaire de permis, annuler l’obligation de créer et de présenter un SSPMP-P.

Correction ou suppression d’un sommaire des stocks par point de mesure principal-physique

Pour corriger un rapport de SSPMP-P, il faut soumettre un nouveau rapport dans lequel la lettre « C » (pour « correction ») a été inscrite à l’étiquette 309 et la valeur de l’étiquette 1021 a été augmentée de 1. La date du rapport de SSPMP-P doit demeurer inchangée, c’est-à-dire qu’elle doit être la date de l’ISP qui fait l’objet du rapport. Au moment de la présentation d’un SSPMP-P rectificatif, seuls les lots qui sont corrigés doivent être inclus. Par exemple, si un SSPMP-P initial comportait 10 lots et que 2 de ces lots devaient être corrigés, le SSPMP-P rectificatif montre uniquement les deux lots corrigés.

Un SSPMP-P doit être supprimé lorsqu’il est nécessaire de retirer complètement certains ou la totalité des lots déclarés. Pour ce faire, on présente un SSPMP-P qui comprend la lettre « D » (pour « supprimer ») à l’étiquette 309 (la valeur de l’étiquette 1021 demeure 0) et qui dresse uniquement la liste des lots qui doivent être retirés, exactement comme ils avaient été déclarés dans le SSPMP-P initial. Il faut ajouter une note expliquant la raison de la modification dans la section Remarques des lots de SSPMP-P rectificatifs ou à supprimer.

Il est impossible de corriger certains champs du SSPMP-P (Date, Nom du lot, ZBM, Statut des garanties et Code de l’élément, quand celui-ci a une incidence sur le champ Statut des garanties) en soumettant un SSPMP-P rectificatif. Dans ce cas, les lots touchés dans le SSPMP-P doivent être supprimés et soumis de nouveau dans un autre SSPMP-P.

Dans des situations déterminées et en consultation avec la CCSN, il est possible de retirer et de remplacer un SSPMP-P sans modifier l’étiquette 309 ou l’étiquette 1021.

8.1.6 État de rapprochement

Un état de rapprochement est un rapport qui permet de calculer la différence d’inventaire (voir la section 7.4), c’est-à-dire la différence entre l’inventaire du stock comptable final, tiré du grand livre général le plus récent, et l’inventaire du stock physique final, tiré du SSPMP-P ou de la liste des articles en stock. Il faut préparer un état de rapprochement pour les matières du groupe 1A après chaque ISP.

Dans le cas où le titulaire de permis possède de petits inventaires de matières nucléaires, la CCSN peut, à la demande du titulaire, annuler l’obligation de créer et de produire un état de rapprochement.

Correction d’un état de rapprochement

Pour corriger un état de rapprochement, il faut soumettre un nouveau rapport dans lequel le numéro de révision a augmenté de 1 et la date de la révision est indiquée dans le champ approprié. La date de l’état de rapprochement doit demeurer inchangée, c’est-à-dire qu’elle doit être celle de l’ISP.

8.1.7 Sommaire des stocks de matières réglementées

Le sommaire des stocks de matières réglementées (SSMR) est le bilan initial et le bilan final des masses, pour chaque pays d’obligation à l’étranger, dans le cas des matières nucléaires visées par des obligations à l’étranger au site du titulaire de permis. Les matières du groupe 1 et celles du groupe 2 peuvent être assujetties à des obligations à l’étranger.

Le rapport de SSMR couvre une année civile; le bilan initial doit être en date du 1^er janvier de l’année pour laquelle porte le rapport et le bilan final doit être en date du 31 décembre de la même année.

Correction d’un sommaire des stocks de matières réglementées

Pour corriger un rapport de SSMR, il faut soumettre un nouveau rapport dans lequel le numéro de révision a augmenté de 1 et la date de la révision est indiquée dans le champ approprié. Les dates du SSMR doivent demeurer les mêmes, c’est-à-dire le 1^er janvier et le 31 décembre de l’année pour laquelle porte le rapport.

8.2 Renseignements descriptifs

Le titulaire de permis catégorisé comme installation ou emplacement hors installation doit s’assurer que la CCSN possède des renseignements descriptifs à jour. La structure des ZBM et des PMP à une installation ou à un emplacement hors installation donné doit être décrite avec exactitude dans les renseignements descriptifs soumis à la CCSN par le titulaire de permis. Une fois qu’elle a examiné et accepté les renseignements descriptifs d’un titulaire de permis, la CCSN les présente à l’AIEA.

Dans le cas d’un titulaire de permis catégorisé comme installation, les renseignements descriptifs doivent inclure la totalité de ce qui suit :

1. L’identification de l’installation, mentionnant son caractère général, but, capacité nominale et emplacement géographique, ainsi que le nom et l’adresse à utiliser aux fins des activités d’affaires courantes
2. La description du plan d’ensemble de l’installation, y compris des cartes du site et des bâtiments au besoin, avec mention de la forme, de l’emplacement et du mouvement des matières nucléaires, et de l’aménagement général des pièces d’équipement importantes qui servent à manipuler, à produire ou à traiter des matières nucléaires
3. La description des caractéristiques de l’installation se rapportant à la comptabilité, au confinement et à la surveillance des matières nucléaires
4. La description des procédures en vigueur ou proposées à l’installation relativement à la comptabilité et au contrôle des matières nucléaires, avec mention spéciale des ZBM déterminées par l’exploitant, de la responsabilité organisationnelle, des mesures des matières nucléaires, des incertitudes aléatoires et systématiques de ces mesures et des procédures relatives à l’ISP
5. Les procédures de santé et de sécurité que l’AIEA doit respecter et auxquelles les inspecteurs doivent se conformer lorsqu’ils se trouvent à l’installation

Dans le cas d’un titulaire de permis catégorisé comme emplacement hors installation, les renseignements descriptifs doivent inclure la totalité de ce qui suit :

1. La description générale de l’utilisation des matières nucléaires, leur emplacement géographique, le nom et l’adresse de l’utilisateur pour les besoins des activités courantes, ainsi que des cartes du site et des bâtiments au besoin
2. La description générale des procédures en vigueur ou proposées relatives à la comptabilité et au contrôle des matières nucléaires, y compris la responsabilité organisationnelle, les mesures des matières nucléaires, les incertitudes aléatoires et systématiques de ces mesures et les procédures relatives à l’ISP
3. Les procédures de santé et de sécurité que l’AIEA doit respecter et auxquelles les inspecteurs doivent se conformer lorsqu’ils se trouvent à l’installation

Les renseignements descriptifs doivent être mis à jour et soumis à la CCSN dès que la décision est prise d’apporter des modifications qui rendraient l’information déjà fournie incomplète ou inexacte.

Dans le cas de la construction d’une nouvelle installation ou d’un nouvel emplacement hors installation, les renseignements descriptifs préliminaires doivent être soumis à la CCSN dès que la décision de construire ou d’autoriser la construction a été prise, selon la première éventualité. La mise à jour de ces renseignements descriptifs préliminaires doit être soumise à la CCSN au plus tard 270 jours avant le début de la construction. De même, les renseignements descriptifs définitifs doivent être soumis à la CCSN au plus tard 270 jours avant la première réception de matières nucléaires à l’installation.

Orientation

Le titulaire de permis devrait fournir les renseignements descriptifs sur le questionnaire relatif aux renseignements descriptifs de l’AIEA, qu’on peut obtenir de la CCSN sur demande. Le titulaire de permis devrait examiner les renseignements descriptifs chaque année et vérifier s’ils sont à jour. La CCSN peut demander qu’une mise à jour des renseignements descriptifs soit fournie dans un délai spécifié et demander des renseignements descriptifs en plus de ceux mentionnés plus haut.

8.3 Renseignements opérationnels

Le titulaire de permis catégorisé comme installation doit soumettre à la CCSN un programme opérationnel annuel couvrant l’information relative aux garanties pour la prochaine année civile. Le programme doit être soumis à la CCSN au plus tard le 30 septembre chaque année et le titulaire de permis doit le mettre à jour au besoin pour qu’il demeure courant.

Chaque responsable d’installation doit soumettre un programme opérationnel annuel qui inclut tous les renseignements suivants :

1. la date d’ISP privilégiée par le titulaire de permis pour la prochaine année civile
2. les périodes d’arrêt prévues durant la prochaine année civile
3. l’information sur les transferts prévus de matières nucléaires au cours de l’année civile suivante
4. le point sur les projets en cours ou à venir en rapport avec les garanties, par exemple la construction ou le déclassement d’un bâtiment, le début de projets impliquant des matières nucléaires, des modifications aux types de matières nucléaires possédés, etc.

Orientation

En consultation avec le titulaire de permis concerné, la CCSN peut demander une mise à jour des renseignements opérationnels plus souvent, p. ex., tous les trimestres ou toutes les semaines, pour faciliter les activités de vérification menées par l’AIEA. Les formulaires de présentation des données opérationnelles sont disponibles sur le site Web de la CCSN.

8.4 Renseignements requis par le Protocole additionnel

Tous les titulaires de permis doivent soumettre les renseignements mentionnés ci-après (s’il y a lieu) à la CCSN au plus tard le 15 mars de chaque année pour que la CCSN puisse présenter la mise à jour annuelle que le Canada doit fournir à l’AIEA en vertu du Protocole additionnel [3] :

1. La description générale de l’emplacement des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire, selon la définition donnée à l’annexe B (Liste des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire), et l’information précisant ces activités.
2. Dans le cas d’un titulaire de permis catégorisé comme installation ou emplacement hors installation, les dessins à jour du site, la description générale de chaque bâtiment présent sur le site, y compris l’utilisation et le contenu, quand celui-ci n’est pas évident d’après la description. Remarquez que les dessins à jour du site ne doivent être soumis que si les dessins déjà soumis ne sont plus exacts.
3. La description de l’ampleur des opérations pour chaque emplacement menant des activités spécifiées à l’annexe A (Liste des activités de fabrication à caractère nucléaire à déclarer).
4. Les renseignements indiquant l’emplacement, la situation opérationnelle, la capacité de production annuelle et la production annuelle actuelle des mines et des usines de concentration d’uranium ainsi que des usines de concentration de thorium.
5. Les renseignements concernant chaque emplacement qui comprend une pile de stockage de concentré de minerai d’uranium ou de thorium de plus d’une tonne métrique, y compris les quantités, la composition chimique et l’utilisation actuelle ou prévue de ces matières. La communication de cette information ne requiert aucune comptabilité détaillée des matières nucléaires et ne doit pas inclure les matières considérées être en transit.
6. Les renseignements concernant les matières du groupe 1B, comme suit :
   1. Dans le cas des matières exemptées des garanties en vertu de l’article 37 de l’Accord relatif aux garanties, la quantité, l’utilisation et l’emplacement de ces matières
   2. Dans le cas des matières exemptées des garanties en vertu de l’article 36 de l’Accord relatif aux garanties, mais lorsque les matières ne se présentent pas encore sous la forme voulue pour leur utilisation finale non nucléaire, l’information concernant la quantité et l’utilisation à chaque emplacement
7. Les renseignements sur l’emplacement ou le traitement ultérieur de déchets de moyenne ou de haute activité contenant du plutonium, de l’uranium hautement enrichi ou de l’uranium 233 pour lesquels les garanties ont été levées en application de l’article 11 de l’Accord relatif aux garanties. Aux fins du présent paragraphe, le « traitement ultérieur » n’englobe pas le réemballage des déchets ou le conditionnement ultérieur, sans séparation d’éléments, en vue de leur stockage ou de leur évacuation.
8. Les plans généraux pour les dix années à venir qui se rapportent au développement du cycle du combustible nucléaire (y compris les activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire qui sont prévues), lorsqu’ils ont été approuvés par les autorités compétentes du Canada.

L’information contenue dans les documents des titulaires de permis doit couvrir l’année civile précédente.

Orientation

Les titulaires de permis devraient utiliser le logiciel Protocol Reporter de l’AIEA au moment de soumettre ces renseignements à la CCSN. Un exemplaire de ce logiciel peut être obtenu en en faisant la demande à la CCSN.

9. Conservation des documents

Les titulaires de permis doivent conserver des copies de tous les documents requis en vertu de ce document d’application de la réglementation :

1. pour la période spécifiée en vertu du règlement applicable de la CCSN
2. tant que le titulaire de permis demeure en possession des matières nucléaires en lien avec les documents
3. tant que le titulaire de permis continue d’exercer des activités de fabrication à caractère nucléaire qui doivent être déclarées (selon la définition donnée à l’annexe A (Liste des activités de fabrication à caractère nucléaire à déclarer)) et qui sont en lien avec les documents
4. tant que le titulaire de permis continue d’exercer des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire (selon la définition donnée à l’annexe B (Liste des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire)) en lien avec les documents
5. pendant au moins cinq ans, la plus longue de ces périodes étant prise en considération

Annexe A : Liste des activités de fabrication à caractère nucléaire à déclarer

Afin de faciliter la conformité du Canada avec les accords relatifs aux garanties qu’il a conclus, certaines activités de fabrication à caractère nucléaire doivent être déclarées à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (voir la section 8.4). Ces activités sont définies à l’annexe I du Protocole additionnel [3] et elles incluent :

Annexe B : Liste des activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire

Afin de faciliter la conformité du Canada avec les accords relatifs aux garanties qu’il a conclus, certaines activités de recherche et de développement liées au cycle du combustible nucléaire doivent être déclarées à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (voir la section 8.4). Les activités de ce genre sont définies à l’article 18a) du Protocole additionnel [3] comme les activités qui se rapportent expressément à tout aspect de la mise au point de procédés ou de systèmes concernant l’un des éléments suivants :

• transformation de matières nucléaires
• enrichissement de matières nucléaires
• fabrication de combustible nucléaire
• réacteurs
• installations critiques
• retraitement de combustible nucléaire
• traitement (à l’exclusion du réemballage ou du conditionnement ne comportant pas la séparation d’éléments, aux fins de stockage ou d’évacuation) de déchets de moyenne ou de haute activité contenant du plutonium, de l’uranium hautement enrichi ou de l’uranium 233

Remarquez que cela n’inclut pas les activités liées à :

• la recherche scientifique théorique ou fondamentale
• les travaux de recherche et de développement sur les utilisations industrielles des radio-isotopes, les applications médicales, hydrologiques ou agricoles, les effets sur la santé et l’environnement, et l’amélioration de la maintenance

Annexe C : Orientation concernant les matières non soumises aux garanties

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) considère que les substances énumérées ci-après sont des matières sous forme d’utilisation finale non nucléaire desquelles l’uranium, le plutonium 239 et le thorium sont, dans les faits, irrécupérables et qu’elles ne sont par conséquent pas assujetties aux garanties. Veuillez noter que la liste est représentative et qu’elle n’est pas complète.

• Le thorium inclus dans les manchons de lanterne, les baguettes de soudage, les ampoules électriques, les lentilles ou les composants optiques et les composants électroniques
• L’uranium naturel, l’uranium appauvri ou le thorium en tant que constituant mineur dans un alliage qui n’est pas utilisé pour ses propriétés nucléaires
• L’uranium naturel, l’uranium appauvri ou le thorium utilisé comme colorant, pigment, teinture ou agent de glaçage
• Les matières nucléaires en tant que contamination à des concentrations d’activité égales ou inférieures aux quantités d’exemption mentionnées dans la colonne 2 de l’annexe 1 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement

Dans le cas de matières sous forme d’utilisation finale non nucléaire qui ne sont pas mentionnées ci dessus, veuillez communiquer avec la CCSN pour obtenir des conseils sur les rapports relatifs aux garanties.

Annexe D : Tableaux de référence pour la comptabilité des matières nucléaires

Cette section contient les tableaux de référence suivants :

D1 : Fréquence de soumission des rapports de comptabilité des matières nucléaires

D2 : Étiquettes et éléments de données utilisés dans les rapports de comptabilité des matières nucléaires

D3 : Codes de variation de stock

D4 : Codes de description des matières

D5 : Codes d’élément ou d’isotope

D6 : Codes des types de mesures

Glossaire

Les définitions des termes utilisés dans le présent document figurent dans le REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN.

Le REGDOC-3.6 fournit des termes et des définitions utilisés dans la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), ses règlements d’application et ainsi que les documents d’application de la réglementation et d’autres publications de la CCSN. Il est fourni à titre de référence et pour information.

Les termes qui suivent seront ajoutés au REGDOC-3.6 après les consultations publiques. Veuillez inclure vos commentaires ou votre rétroaction sur les termes et les définitions dans votre examen de ce projet de document.

confinement (containment)

Caractéristiques structurales d’une installation, de conteneurs ou d’équipements utilisés pour établir l’intégrité physique d’une zone ou d’articles et pour préserver la continuité de la connaissance de la zone ou des articles en prévenant l’accès non détecté à des matières nucléaires, le mouvement de matières nucléaires ou la perturbation des articles.

différence d’inventaire (inventory difference, material unaccounted for [MUF])

Différence entre le stock comptable et le stock physique.

données de base (source data)

Données enregistrées durant une mesure ou un étalonnage, ou utilisées pour trouver des relations empiriques, qui servent à identifier des matières nucléaires et fournissent des données sur un lot. Les données de base peuvent inclure, par exemple, la masse des composés, les facteurs de conversion servant à déterminer la masse de l’élément, la densité, la concentration d’un élément, des rapports isotopiques, la relation entre le volume et les lectures de manomètre, et la relation entre le plutonium produit et l’énergie générée.

fondement d’autorisation (licensing basis)

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

1. les exigences réglementaires stipulées dans les lois et règlements applicables
2. 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
3. les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l’appui de cette demande

inspecteur de l’Agence internationale de l’énergie atomique (International Atomic Energy Agency inspector)

Représentant de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) nommé par le directeur général de l’AIEA et autorisé pour le Conseil des gouverneurs de l’AIEA à mener des inspections en vertu du régime des garanties, et agréé par le gouvernement du Canada pour mener des inspections en vertu du régime des garanties au Canada.

installation (facility)

Réacteur, installation critique, usine de transformation, usine de fabrication, usine de traitement de combustible irradié, usine de séparation isotopique ou installation de stockage distincte; ou tout emplacement où des matières nucléaires en quantités supérieures à 1 kilogramme effectif sont habituellement utilisées.

matières nucléaires (nuclear material)

Plutonium 239, uranium 233, uranium enrichi en isotopes de 235 ou 233, uranium contenant le mélange naturel d’isotopes, uranium appauvri en isotopes 235, et thorium. Le terme « matières nucléaires » ne doit pas être interprété comme s’appliquant à l’uranium ou au thorium dans du minerai, des résidus de minerai ou d’autres matières naturelles.

point de mesure principal (PMP) (key measurement point [KMP])

Endroit où les matières nucléaires apparaissent sous une forme telle qu’on peut les mesurer et déterminer le flux ou le stock de matières. Les points de mesure principaux incluent par conséquent notamment les intrants et les extrants (y compris les rebuts mesurés) ainsi que les stockages dans les zones de bilan matières.

sceau de l’Agence internationale de l’énergie atomique (International Atomic Energy Agency seal)

Dispositif inviolable utilisé pour joindre des segments mobiles d’un confinement de manière telle qu’il est difficile d’accéder au contenu de celui ci sans ouvrir le sceau ou briser le confinement.

site (site)

En ce qui a trait au régime des garanties, zone délimitée par le Canada dans les renseignements descriptifs pertinents d’une installation, y compris une installation fermée, ou dans les renseignements pertinents d’un emplacement hors installation où des matières nucléaires sont habituellement utilisées, y compris un emplacement hors installation fermé où des matières nucléaires étaient habituellement utilisées (cela se limite aux emplacements comprenant des cellules de haute activité ou aux emplacements où des activités liées à la conversion, à l’enrichissement, à la fabrication ou au retraitement de combustible étaient effectuées). Cela doit aussi inclure toutes les installations situées à l’intérieur des limites de l’installation ou de l’emplacement qui servent à la fourniture ou à l’utilisation de services essentiels, notamment : les cellules de haute activité pour le traitement de matériaux irradiés ne contenant pas de matières nucléaires; les installations servant au traitement, au stockage et à l’évacuation des déchets; les bâtiments associés aux activités prescrites mentionnées par le Canada en vertu de l’article 2.A.(iv) du Protocole additionnel à l’Accord entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application des garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

surveillance par l’Agence internationale de l’énergie atomique (International Atomic Energy Agency surveillance)

Collecte d’information au moyen d’observations effectuées par des inspecteurs et/ou des instruments, visant à permettre de détecter les mouvements de matières nucléaires ou d’autres articles et toute perturbation d’un confinement ou altération d’équipement, d’échantillons ou de données de l’Agence internationale de l’énergie atomique.

variation interne de stock (internal inventory change)

Variation de stock qui affecte une seule zone de bilan matières, par exemple une perte accidentelle.

vérification du stock par l’Agence internationale de l’énergie atomique (International Atomic Energy Agency inventory verification)

Activité d’inspection effectuée pour confirmer que la quantité des matières nucléaires réellement présentes à un moment donné dans une zone de bilan matières est conforme au stock comptable de matières nucléaires consigné par l’exploitant.

Références

1. Traité sur la non prolifération des armes nucléaires (TNP), Nations Unies, New York.
   iaea.org/sites/default/files/publications/documents/infcircs/1970/infcirc140_fr.pdf
2. Texte de l’accord entre le Canada et l’Agence relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non prolifération des armes nucléaires (Accord relatif aux garanties).
   iaea.org/publications/documents/infcircs/agreement-between-government-canada-and-international-atomic-energy-agency-application-safeguards-connection-treaty-non-proliferation-nuclear-weapons
3. 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 (Protocole additionnel).
   iaea.org/sites/default/files/infcirc164a1_fr.pdf
4. ASTM International, ASTM-C753 04, Standard Specification for Nuclear-Grade, Sinterable Uranium Dioxide Powder. astm.org/cgi-bin/resolver.cgi?C753-04
5. Agence internationale de l’énergie atomique, STR-368, International Target Values 2010 for Measurement Uncertainties in Safegarding Nuclear Materials.