Rapport sur ce que nous avons entendu – DIS-16-04

DIS-16-04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis de la réglementation

Préambule

Les documents de travail jouent un rôle important dans la sélection et l’élaboration du cadre et du programme de réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Ils visent à obtenir une prompte rétroaction du public dans le processus relatif aux politiques et aux approches de la CCSN.

L’utilisation des documents de travail au début du processus de réglementation souligne l’engagement de la CCSN à l’égard d’un processus transparent de consultation. La CCSN analyse cette rétroaction et en tient compte lorsqu’elle détermine le type et la nature des instruments à caractère obligatoire ou indicatif qu’elle doit émettre.

Introduction

Au cours des dernières années, de nouvelles technologies de réacteur ont été mises au point pour la distribution d’énergie électrique aux petits réseaux de distribution d’électricité ou aux régions éloignées hors réseau. Ces technologies sont couramment appelées petits réacteurs modulaires (PRM). La puissance électrique des installations dotées de PRM existantes ou proposées varie, allant de moins d’un mégawatt pour les sites non raccordés au réseau à plusieurs centaines de mégawatts pour les sites raccordés.

En mai 2016, la CCSN a publié le document de travail DIS-16-04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis de la réglementation, qui examine les principaux domaines présentant des défis potentiels en matière d’autorisation. Dans certains cas, la CCSN a confirmé que les exigences existantes restent valables et utiles. Dans d’autres domaines, elle a conclu qu’il est nécessaire d’examiner davantage l’incidence des approches novatrices proposées pour confirmer le niveau d’applicabilité des exigences et des lignes directrices existantes et pour déterminer dans quelle mesure d’autres exigences ou lignes directrices sont requises.

La présente (Ce document) résume les résultats de la consultation de la CCSN à l’égard du DIS-16-04 et établit certaines des prochaines étapes de la CCSN relatives au cadre de réglementation des PRM.

Processus de consultation

Le DIS-16-04 a été publié sur le site Web de la CCSN le 31 mai 2016. Les visiteurs du site Web ont été avisés de la publication du document au moyen d’annonces dans les sections « Dernières nouvelles » et « Quoi de neuf ». En outre, un courriel a été envoyé aux abonnés de la liste d’envoi de la CCSN pour les informer de la mise en ligne du document. Un avis de consultation a également été publié sur le site Web « Consultation auprès des Canadiens » du gouvernement du Canada. Le 12 septembre 2016, la CCSN a tenu une séance de questions et réponses à l’intention des personnes ayant antérieurement communiqué avec elle au sujet du cadre de réglementation des PRM. La séance visait à fournir des précisions aux parties intéressées et à répondre à leurs questions avant qu’elles formulent des commentaires sur le DIS-16-04. À cette occasion, on a insisté sur le fait que tous les commentaires à l’égard du document devaient être présentés par l’intermédiaire des voies de consultations officielles de la CCSN.

La période de consultation de 120 jours a pris fin le 28 septembre 2016. Le 14 novembre 2016, la CCSN a diffusé les commentaires reçus sur son site Web et lancé une invitation à réagir à ces commentaires jusqu’au 5 décembre 2016. Elle a reçu plus de 430 commentaires de 15 sources : 13 étaient des représentants de l’industrie et 2, des parties intéressées.

Résumé des commentaires

Observations et commentaires généraux

La majorité des répondants ont indiqué que les PRM ne constituent pas un défi insurmontable sur le plan des exigences réglementaires existantes au Canada. Ils ont également confirmé que la CCSN est actuellement bien positionnée pour examiner une demande d’autorisation d’un PRM conformément au cadre de réglementation canadien existant. Ils ont signalé que de nouveaux règlements n’étaient pas nécessaires, mais ont ajouté qu’il faudrait envisager la modification de certains règlements, comme le Règlement sur la sécurité nucléaire.

Les répondants ont indiqué que certaines parties du cadre de réglementation existant pourraient être clarifiées, afin que les fournisseurs et les futurs demandeurs de permis comprennent mieux la manière dont les exigences de la CCSN relatives aux demandes de permis pourraient être appliquées aux PRM.

En particulier, l’industrie souhaite obtenir davantage de renseignements sur la façon dont les concepts « axés sur le risque » et de « méthode graduelle » pourraient être appliqués aux conceptions de PRM; elle a en outre indiqué que les exigences réglementaires devraient être appliquées proportionnellement aux risques. Les répondants de l’industrie ont également fait valoir l’importance d’établir comment la méthode graduelle serait appliquée à tous les PRM, notamment en tenant compte de nouvelles caractéristiques de sûreté relatives aux PRM de petite taille (par exemple, ceux générant moins d’environ 10 mégawatts électriques [MWé] par module de réacteur).

Renseignements techniques, y compris ceux portant sur les activités de recherche et de développement utilisées pour appuyer un dossier de sûreté

D’après les commentaires recueillis, en général, les exigences à l’égard de la portée et de la pertinence des renseignements requis à l’appui d’une demande de permis sont suffisamment claires.

Les commentaires recueillis indiquent que l’un des aspects importants des projets d’autorisation liés aux PRM au Canada est la méthode graduelle de la CCSN qui prévoit des exigences réglementaires proportionnelles aux risques. Il est donc important que la CCSN explique clairement comment la méthode graduelle pourrait être appliquée aux PRM. Les répondants ont également encouragé l’industrie et la CCSN à tenir davantage de discussions sur la mise en œuvre de la méthode graduelle afin d’en favoriser une compréhension commune.

Selon les commentaires recueillis, la majorité des PRM utilisent une nouvelle technologie pour laquelle les données opérationnelles historiques seront différentes de celles pour une centrale nucléaire existante. Par conséquent, les répondants étaient d’avis que cet élément devrait être pris en compte dans le processus d’examen de la demande de permis et que l’accent devrait être mis sur le programme de recherche et développement (R-D) du promoteur et sur la mise en service de la première centrale.

La CCSN comprend aussi que le principe de reproductibilité est essentiel dans le cadre des modèles opérationnels des PRM, étant donné que ces tranches sont construites, installées et exploitées de façon normalisée et répétée. On a également abordé la façon dont l’emplacement du site des PRM est choisi et dont les PRM sont autorisés et réglementés. Les parties intéressées ont suggéré d’autoriser un parc de PRM si un demandeur démontre qu’il serait en mesure d’exploiter plusieurs réacteurs à différents sites selon les mêmes conditions, à l’exception des conditions environnementales locales particulières.

Commentaire de la CCSN

Le personnel de la CCSN reconnaît qu’il est nécessaire de tenir des discussions additionnelles pour renforcer davantage l’application de la méthode graduelle à l’élaboration des dossiers de sûreté pour les projets de PRM. Pour faciliter ces discussions, il planifie des ateliers sur ce thème. On pourra, par exemple, y aborder les sujets suivants :

• un aperçu de l’approche de la CCSN à l’égard des processus décisionnels axés sur le risque et du rôle du demandeur dans la communication des renseignements nécessaires à ces processus ainsi que de l’information à l’appui des allégations en matière de sûreté
• le renforcement des principes de défense en profondeur, notamment une discussion sur le caractère adéquat du nombre de barrières ou des niveaux de défense en profondeur
• le rôle de l’orientation en matière de réglementation dans l’établissement des critères à examiner lors de l’application de la méthode graduelle dans certains domaines sans compromettre la sûreté
• le rôle de l’information permettant de démontrer que les mesures de sûreté et de réglementation proposées respectent les exigences
• l’application d’approches conservatrices lorsque l’analyse de sûreté présente des incertitudes considérables

D’autres approches d’interprétation des exigences, comme celles employées dans le cadre du processus d’examen de la conception du fournisseur, peuvent aussi être utilisées dans le processus d’autorisation des PRM. On s’attend à ce que ces autres approches soient utilisées dans le processus d’autorisation.

Peu importe la demande, la prise de décisions relatives à l’acceptabilité d’une approche différente nécessite une justification bien formulée et appuyée par une démonstration claire de la pertinence des caractéristiques proposées en vue de respecter les exigences. Les marges de sûreté devraient prendre en compte les incertitudes résultant des caractéristiques, en particulier lorsque l’expérience opérationnelle est minimale.

La CCSN demeure ouverte à l’examen de propositions visant à renforcer l’efficacité grâce à des approches différentes pour assurer le respect des exigences d’autorisation. Pour ce faire, il est essentiel que le demandeur démontre que l’activité ou l’exploitation d’une installation donnée est sûre et que l’environnement sera protégé.

Processus d’autorisation des installations non permanentes ou des PRM mobiles

Des répondants ont mentionné que certains PRM peuvent être de petites structures non permanentes faciles à relocaliser. Par conséquent, la CCSN peut recevoir des propositions d’autorisation pour installer des PRM mobiles dans une zone définie avec la possibilité de les déplacer dans cette même zone lorsque les besoins en électricité changent (par exemple, en vue de fournir de la vapeur pour les sables bitumineux).

Certains répondants ont indiqué qu’il serait souhaitable d’établir un fondement d’autorisation facilitant l’acceptation du module de PRM par les organismes de réglementation canadiens et internationaux.

Commentaire de la CCSN

La CCSN reconnaît qu’elle pourrait être appelée à examiner des propositions relatives aux réacteurs mobiles et à l’installation de PRM sur différents sites ou des sites relevant de différentes administrations canadiennes. Elle est aussi consciente de la valeur d’une approche réglementaire uniforme dans les nombreuses administrations internationales. La CCSN tiendra compte de ces deux aspects au moment d’élaborer son approche réglementaire pour l’autorisation des PRM.

La CCSN encourage aussi les promoteurs potentiels à se manifester et à décrire leur proposition afin d’améliorer la compréhension de l’application des exigences réglementaires à certains cas particuliers.

Approche de délivrance d’un permis pour un nouveau réacteur de démonstration

Selon les commentaires recueillis, une nouvelle installation dotée de réacteurs peut servir à acquérir l’expérience opérationnelle nécessaire pour l’exploitation de futures installations commerciales. Dans cette optique, d’autres exigences ou davantage d’orientation seraient nécessaires pour gérer les restrictions opérationnelles, car l’information relative à l’autorisation n’est pas suffisamment claire.

Les répondants ont signalé que la portée et la pertinence des renseignements à l’appui demandés dans les guides de présentation d’une demande de permis^{Footnote 1} dépendent de la qualité des analyses déterministes et probabilistes de sûreté. Ces conceptions de réacteur devraient servir à atténuer les incertitudes générées par l’application de multiples caractéristiques novatrices intégrées dans une installation de démonstration.

Les répondants ont signalé que le document RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire, permet l’utilisation de documents de fondement d’autorisation et d’orientation qui ne sont généralement pas utilisés au Canada, en les assortissant d’une évaluation pertinente, notamment une analyse des écarts. Toutefois, les répondants ont signalé que la réalisation d’analyses des écarts entre, par exemple, des normes ou des codes étrangers et les normes canadiennes pouvait s’avérer un défi considérable.

Certains répondants ont indiqué qu’il n’est pas nécessaire de mettre en place une approche d’autorisation particulière aux réacteurs de démonstration et que, quoi qu’il en soit, bon nombre de ces réacteurs deviendront des centrales commerciales à la fin d’une période d’exploitation initiale. Selon eux, le dossier d’autorisation de tout réacteur doit démontrer que l’exploitation de la centrale est sûre.

Commentaire de la CCSN

Les guides de présentation d’une demande de permis et les documents d’application de la réglementation intègrent les leçons apprises dans le contexte de nombreux projets de nouvelles constructions nouveau genre dans le monde entier.

La CCSN s’attend à ce que les demandeurs présentent un dossier de sûreté établissant les limites et conditions d’exploitation (LCE) appropriées en tenant compte de ces incertitudes et permettant d’apporter ultérieurement des ajustements, lorsqu’une expérience opérationnelle suffisante aura été acquise. Elle s’attend aussi à ce qu’ils démontrent les mesures de sûreté et de contrôles qui seront mises en œuvre afin de gérer convenablement les incertitudes relatives aux caractéristiques de conception ainsi que leurs programmes de construction et de mise en service.

Lorsque le demandeur compte mener des activités de manière graduelle, selon les niveaux d’exhaustivité ou d’incertitudes de la conception, la demande doit comprendre suffisamment d’information pour démontrer que chaque phase sera réalisée en toute sûreté. Cette approche permet de structurer le permis pour permettre d’acquérir l’expérience et les données d’exploitation nécessaires en vue de favoriser la progression vers la prochaine phase.

Processus d’autorisation et d’évaluation environnementale pour les parcs de PRM

D’après les répondants, les PRM conviennent à la méthode graduelle sur le plan de l’application des exigences réglementaires en raison de nombreuses caractéristiques de leurs conceptions (certaines sont mentionnées dans l’introduction du DIS-16-04). Toutefois, ils ont insisté sur le fait qu’on ne sait pas de quelle manière le concept de la méthode graduelle serait concrètement appliqué par le personnel de la CCSN au cours de l’examen.

De plus, bien qu’ils aient souligné la volonté de la CCSN de fonder sur le risque l’application des exigences réglementaires, ils ont insisté sur le fait qu’il n’existe pas de reconnaissance manifeste voulant que les échéances relatives aux installations nucléaires de catégorie IA pourraient être réduites en deçà des neuf ans prescrits dans le REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium. Par conséquent, rien n’indique la durée du processus d’examen des PRM (et d’autres installations, y compris les prototypes et les réacteurs de démonstration) qui permettrait l’utilisation vraisemblable d’un processus décisionnel axé sur le risque.

Les répondants ont aussi sollicité la simplification du processus d’évaluation environnementale. Certains ont suggéré qu’on pourrait y parvenir en permettant la délivrance d’un seul permis pour plusieurs sites, notamment s’il s’agit de conceptions identiques ou semblables de PRM d’un même titulaire de permis.

Commentaire de la CCSN

Le personnel de la CCSN s’est engagé à organiser à la fin 2017 un atelier sur la méthode graduelle visant à préciser de quelle façon la méthode (qui constitue vraisemblablement un cadre décisionnel axé sur le risque) est appliquée dans le cadre de divers processus associés aux nouvelles constructions, comme la réalisation d’évaluations techniques, la vérification de la conformité et la gestion du cadre de réglementation.

Les calendriers établis dans le REGDOC-3.5.1 sont pour une grande centrale nucléaire nouveau genre. L’expérience des projets de nouvelles constructions nucléaires acquise à l’échelle internationale démontre que les facteurs suivants, s’ils ne sont pas corrigés, entraînent des incertitudes considérables et peuvent ralentir le processus d’autorisation :

• le degré d’exhaustivité de la demande de permis
• l’appui des parties intéressées (c’est-à-dire, collectivités à proximité, groupes autochtones et autres consultations, notamment auprès des organismes provinciaux ou territoriaux)
• l’exhaustivité de la conception (c’est-à-dire, si l’information présentée est suffisante pour prendre une décision relative à l’activité proposée)
• les problèmes de sûreté non réglés
• les caractéristiques ou approches novatrices
• l’état d’achèvement de la R-D à l’appui (c’est-à-dire, si l’information présentée est suffisante pour prendre une décision relative à l’activité proposée)
• la qualité et la rapidité d’exécution de la construction et de la mise en service

Les calendriers d’autorisation des projets de PRM seront établis en fonction de la prise en compte des facteurs susmentionnés. On s’attend à ce que les premiers projets d’énergie nucléaire du genre exigent plus de temps que les projets subséquents, puisque l’autorisation et la réalisation des activités nécessiteront l’acquisition d’expérience pour ces concepts de réacteur précis.

Les considérations relatives aux effets environnementaux sont décrites dans le REGDOC-2.9.1, Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement ainsi que dans la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012).

Considérations relatives au système de gestion : titulaires de permis pour des activités visant des PRM

Les répondants ont signalé que les cœurs ou les modules scellés (c’est-à-dire, les PRM chargés en combustible en usine et les modules de réacteur non rechargeables) présentent des difficultés sur le plan de l’autorisation et de l’exploitation. Un titulaire de permis serait responsable de la condition assortie à un module et devrait veiller à ce que ce module ne soit pas endommagé durant le transport.

Les répondants ont également mentionné les délais d’approvisionnement de certains articles, comme des modules de PRM à cœur scellé (y compris les conceptions de cuve intégrée), qui pourraient être conçus et fabriqués à l’extérieur du Canada en fonction d’exigences, de codes et de normes nucléaires différents. Une comparaison exhaustive et rétroactive pourrait être impossible à réaliser ou inutile pour démontrer l’équivalence aux codes, normes et règlements canadiens. L’industrie a encouragé la CCSN à favoriser l’efficience du processus.

Commentaire de la CCSN

Le titulaire de permis est responsable de la sûreté. Dans cette optique, il est responsable de démontrer que les mesures de sûreté et de contrôle proposées pour un projet comprennent les dispositions voulues pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations internationales que le Canada a contractées.

Les promoteurs peuvent proposer d’utiliser les codes et les normes d’autres pays dans le cadre de leurs activités, pourvu qu’ils démontrent que ces codes et normes, cités en référence, sont appropriés.

Système de gestion : effectif minimal dans les installations dotées de PRM

Dans certains commentaires, on suggérait que, durant son examen du document d’orientation G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I : Effectif minimal, le personnel de la CCSN envisage des approches novatrices de l’établissement de l’effectif minimal qui tiennent compte des nouvelles conceptions et des nouvelles technologies.

Commentaire de la CCSN

À l’heure actuelle, l’ensemble de l’orientation contenue dans le G-323 peut s’appliquer, dans le contexte de l’évaluation du risque, à différents types d’installations dotées de réacteurs. Toutefois, la nécessité de maintenir un nombre suffisant d’employés qualifiés constitue un élément essentiel de l’approche de défense en profondeur d’une installation. Ce fait devrait être reflété dans les mesures de sûreté et de contrôle du titulaire de permis, qui établiraient que les caractéristiques de conception ont été éprouvées de manière adéquate.

Le personnel de la CCSN comprend qu’une orientation approfondie pourrait être utile pour clarifier les attentes dans ce domaine.

Mise en œuvre et vérification des garanties

En général, selon les commentaires recueillis, les arrangements en matière de garanties, tels qu’ils sont définis par l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et complétés par les exigences additionnelles de la CCSN décrites dans le document d’application de la réglementation RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires, devraient être acceptables. Toutefois, les répondants ont indiqué que certaines conceptions pourraient nécessiter le recours à une technique spéciale pour vérifier la comptabilisation du combustible chargé ou déchargé du cœur à l’extérieur du site (et peut-être même à l’étranger). Le moment propice et la méthode privilégiée pour solliciter la CCSN et l’AIEA durant l’établissement des garanties ne sont pas clairement établis.

Les répondants ont également signalé que des difficultés techniques pourraient être associées aux garanties relatives aux PRM, tel qu’il est indiqué dans les règlements et les permis. Ces difficultés incluent notamment les PRM situés dans des endroits éloignés auxquels les inspecteurs de l’AIEA ont difficilement accès, les PRM dotés de cœurs scellés de longue vie et les PRM dont l’excédent de réactivité est élevé à la mise en service. Les répondants ont également indiqué que certaines de ces difficultés représentent également des avantages potentiels. Par exemple, un emplacement éloigné rend le détournement plus difficile, et il en va de même pour un cœur scellé de longue vie.

Commentaire de la CCSN

Le personnel de la CCSN souligne qu’il est nécessaire de clarifier à quel moment et de quelle façon les parties mettant au point des technologies de réacteurs devraient solliciter les spécialistes des garanties de la CCSN et de l’AIEA.

Les exigences en matière de garanties relatives aux PRM dépendront de la conception et de l’exploitation des réacteurs. Ces exigences ou mesures nécessitent généralement le contrôle et le suivi des matières nucléaires, ainsi qu’une reddition de compte connexe, afin de garantir que les matières et les installations nucléaires sont utilisées à des fins pacifiques seulement. Cela signifie que les mesures relatives aux garanties dépendront de la conception et de l’exploitation, par exemple, s’il s’agit de structures à cœur ouvert ou scellé, et des types de combustibles. Des mesures particulières pourraient donc être requises pour couvrir les activités de construction et d’exploitation afin d’assurer l’efficacité des garanties pour les PRM.

Analyses déterministes et probabilistes de sûreté

Selon les commentaires recueillis, le cadre de réglementation des PRM doit tenir compte des conceptions qui requièrent une utilisation exhaustive des caractéristiques passives. Des répondants avancent que ces caractéristiques permettront d’éviter que certains, ou la plupart, des événements ou scénarios déclencheurs conventionnels causent des dommages au cœur ou donnent lieu à des rejets de matières radioactives dans l’environnement. Les analyses probabilistes de sûreté conventionnelles peuvent être difficiles à réaliser, et d’autres techniques devraient être désignées applicables ou acceptables dans le contexte des dossiers de sûreté.

Commentaire de la CCSN

La décision d’accepter les allégations en matière de sûreté relatives à de nouvelles caractéristiques de sûreté des PRM dépend fortement de la qualité de l’information à l’appui de telles allégations. Cette qualité influence la crédibilité des allégations relatives à l’exclusion d’événements particuliers et les résultats de l’analyse de sûreté. Une rétroaction rapide sur les méthodes d’analyses de sûreté intégrées (comme les analyses déterministes et probabilistes de sûreté et les analyses des dangers) est offerte aux fournisseurs qui participent au processus d’examen de la conception du fournisseur. L’orientation et les exigences existantes de l’analyse de sûreté permettent l’utilisation d’autres approches si elles sont justifiées.

Conformément au REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, les demandeurs et les titulaires de permis doivent demander à la CCSN d’accepter la méthode d’EPS proposée pour confirmer que celle-ci appuie les objectifs connexes. On s’attend donc à ce que les demandeurs et les titulaires de permis présentent des méthodes d’EPS qui tiennent compte des caractéristiques particulières de leur conception.

Défense en profondeur et atténuation des accidents

La CCSN comprend également que les caractéristiques de sûreté novatrices des PRM (c’est-à-dire, les caractéristiques de sûreté passives et inhérentes qui peuvent représenter des avantages sur le plan de la sûreté) peuvent constituer le fondement d’un changement des pratiques conventionnelles du concept de sûreté, ce qui peut modifier l’importance relative des cinq niveaux de défense en profondeur.

Selon certains commentaires, les cinq niveaux de défense en profondeur se rapportent manifestement aux réacteurs refroidis à l’eau conventionnels, et il faut reconnaître que cela s’explique en partie par le fait que, fondamentalement, la notion de défense en profondeur a évolué en fonction de l’expérience acquise au fil de l’exploitation de réacteurs à eau légère et à eau lourde.

Les répondants ont également signalé que les nouvelles conceptions accordent une importance accrue aux trois premiers niveaux de défense en profondeur (c’est-à-dire, prévention, contrôle et protection) et insistent sur les caractéristiques de sûreté inhérentes et passives. Un PRM qui met davantage l’accent sur les premiers niveaux de défense en profondeur ne devrait pas insister sur les derniers niveaux (c’est-à-dire, gestion des accidents et mesures hors site).

Commentaire de la CCSN

La CCSN aborde les principes de défense en profondeur dans ses exigences et son orientation visant toutes les activités réglementées en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et une certaine souplesse est déjà prévue pour les installations nucléaires. Toutefois, un principe clé sous-jacent des exigences visant la défense en profondeur veut qu’un tel mécanisme soit établi à l’étape de conception grâce à l’application de dispositions propres aux cinq niveaux de défense. « La défense en profondeur est appliquée à toutes les activités organisationnelles et comportementales, ainsi qu'aux activités de conception liées à la sûreté et à la sécurité, afin de s'assurer qu'elles soient couvertes par des mesures qui se recoupent. » Au cours du processus d’autorisation, l’évaluation technique sera axée sur la démonstration par le promoteur de sa compréhension des principes et sur l’application de ces derniers à la conception et aux activités associées. La sollicitation préalable à l’autorisation au moyen du processus d’examen de la conception du fournisseur permet également de formuler dès le départ une rétroaction à l’intention des fournisseurs de réacteurs. L’orientation et les exigences relatives à la conception pour les installations dotées de réacteurs se trouvent dans le RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs, et dans le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires.

Zones de planification des mesures d’urgence

Selon les commentaires recueillis, le document de travail traite de ce sujet de manière adéquate. Les exigences offrent déjà suffisamment de souplesse sur le plan des zones de planification des mesures d’urgence. Il n’est pas nécessaire d’étoffer l’orientation en matière de réglementation.

Les répondants ont signalé que les régions éloignées constituent un cas particulier. Il est difficile d’y mettre en œuvre les mesures d’urgence hors site, ce qui rend d’autant plus impératif qu’elles ne soient pas obligatoires (à moins qu’elles soient réalisables rapidement et de manière fiable par du personnel local, comme la police).

Commentaire de la CCSN

La taille des zones de planification des mesures d’urgence est déterminée en fonction de l’ensemble des accidents potentiels et des probabilités connexes, qui sont établis dans l’analyse de sûreté. Les accidents qui doivent être pris en compte dans la planification d’urgence dépassent les critères de conception relatifs à la fréquence des grandes émissions radioactives.

Le niveau de sûreté passive et inhérente de la centrale est pris en compte dans l’analyse de sûreté. Les plans de mesures d’urgence détaillés propres au site et à la technologie doivent tenir compte des régions éloignées et démontrer de quelle façon les exigences du REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2, seront respectées.

Concepts de réacteurs portables

D’après les répondants, bien que le Canada dispose de colis homologués destinés au combustible usé, des colis conçus pour les cœurs de réacteur neufs et usagés pourraient être mis au point et approuvés dans un pays étranger, puis homologués au Canada. Étant donné que les cœurs neufs et usagés contiendraient tous les deux des matières fissiles, la prévention de l’altération et le détournement durant le transport ainsi que la criticité feraient l’objet d’examens approfondis.

Commentaire de la CCSN

Selon la section 2.11 du document de travail, le transport de colis contenant des cœurs de réacteur neufs et usagés (qu’ils soient chargés en combustible ou non) peut être géré conformément au règlement existant sur l’emballage et le transport des substances nucléaires. Les exigences relatives aux permis d’importation ou d’exportation devront être prises en compte pour chaque pays où le colis transitera, conformément au cadre de réglementation du pays en question.

Recours accru à l’automatisation dans le cadre de l’exploitation et de la maintenance des centrales

Les répondants ont signalé que l’automatisation accrue de la maintenance au moyen d’outils informatiques (par exemple, la virtualisation) constitue l’un des domaines pouvant nécessiter une attention particulière. Cela devrait accroître la fiabilité, l’efficience, la sûreté et l’efficacité de la maintenance.

Commentaire de la CCSN

La CCSN reconnaît que les technologies modernes permettent sans aucun doute l’utilisation d’une automatisation poussée, mais une telle stratégie doit être examinée de près dans le cadre des objectifs de sécurité et de sûreté généraux de l’installation. La CCSN a constaté qu’ailleurs dans le monde, les examens réglementaires des nouvelles technologies et l’autorisation de projets portant sur de nouveaux réacteurs soulignent les défis liés à l’instrumentation et au contrôle. On s’attend à ce que l’automatisation aux fins d’activités nucléaires soit homologuée à un niveau proportionnel à son incidence potentielle sur la sûreté. Son utilisation devrait faire l’objet d’un examen dans le cadre du programme d’études des facteurs humains du titulaire de permis afin d’éviter les situations propices aux erreurs ou d’établir des mesures d’atténuation en cas de telles situations.

Les parties intéressées de l’industrie devraient examiner l’ensemble des normes existantes afin de confirmer que les exigences en matière de qualité relatives à ces outils sont clairement formulées. Toutefois, dans le cadre de l’élaboration de normes, il faut éviter le dédoublement des exigences réglementaires existantes. Les leçons apprises peuvent également être appliquées au cadre de réglementation existant de la CCSN en ce qui a trait aux réacteurs.

Interfaces personne-machine dans l’exploitation des installations

Les répondants ont noté que les exigences existantes couvrent la plupart des aspects des conceptions visant les interfaces personne-machine qui sont en mesure d’appuyer la surveillance et le contrôle des PRM.

Ils ont notamment indiqué qu’il serait avantageux de clarifier l’orientation relative au choix des technologies d’interfaces personne-machine, notamment. Le rendement humain ainsi que la sûreté et l’efficacité opérationnelle devraient constituer des facteurs décisifs importants dans le choix des technologies.

Les répondants ont également signalé que les nouvelles technologies d’interfaces personne-machine (par exemple, tablettes, appareils portables, grands écrans à haute résolution, dispositifs que l’on peut porter sur soi et systèmes de réalité amplifiée) ont été adoptées dans d’autres industries. Ces technologies pourraient devenir des options pour l’industrie nucléaire, en particulier pour les nouvelles constructions. La plupart des nouvelles conceptions de réacteurs mettraient à profit des technologies nouveau genre au sein de cette industrie.

Commentaire de la CCSN

Il n’incombe pas à la CCSN d’orienter le choix des conceptions, comme le niveau d’automatisation, l’intelligence informatique, les systèmes de soutien de l’exploitant et les autres moyens permettant d’optimiser les interfaces personne-machine. Le promoteur doit démontrer que son choix favorise l’atteinte des objectifs de sûreté.

Si elles sont conformes aux activités de vérification et de validation prévues dans le cadre de réglementation existant de la CCSN (par exemple, le document d’orientation G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains), ces nouvelles conceptions devraient respecter l’orientation et les exigences existantes relatives aux interfaces personne-machine permettant l’exploitation et la maintenance de l’installation. En outre, la norme du Groupe CSA N290.12-14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires, porte sur les défis associés à l’intégration.

Répercussions des nouvelles technologies sur la performance humaine

Les répondants ont signalé que l’orientation et les exigences existantes relatives à la performance humaine sont suffisamment claires en ce qui a trait aux nouvelles technologies, mais ils ont noté qu’il serait utile de mettre davantage l’accent sur la connaissance du système en raison de la hausse potentielle de la complexité pouvant découler de l’intégration de nouvelles technologies.

Commentaire de la CCSN

Ces commentaires seront pris en compte dans la détermination des attentes à cet égard.

Garanties financières

Les parties intéressées ont demandé quel type de régime de garanties financières s’appliquerait aux PRM et comment le régime tiendrait compte de la gamme des responsabilités nucléaires associées au nombre croissant de modules de PRM à un même site.

Commentaire de la CCSN

La CCSN examine actuellement l’information réglementaire dont elle dispose et fournira des précisions (au besoin) au sujet du régime de garanties financières qui s’applique aux PRM et comment il tiendra compte d’une possible augmentation simultanée de la responsabilité nucléaire et du nombre de modules sur un même site.

Dispositions sur la sécurité du site

Selon les commentaires recueillis, de nouvelles approches à l’égard de la sécurité du site seraient nécessaires pour les PRM étant donné que les menaces crédibles pour ces réacteurs pourraient être complètement différentes de celles auxquelles sont confrontées les installations existantes. Si aucune matière nucléaire n’est stockée sur le site, sauf dans le réacteur, le niveau de vulnérabilité sera considérablement réduit. L’utilisation de systèmes passifs pourrait permettre d’éliminer la plupart des systèmes qui sont traditionnellement vulnérables au sabotage.

Les répondants ont également signalé que, compte tenu de la rigueur accrue potentielle des caractéristiques de sûreté passives et inhérentes, il pourrait être justifié d’avoir recours à une équipe de sécurité plus petite que dans le cas d’une centrale nucléaire conventionnelle. De l’orientation réglementaire à cet égard serait utile.

Commentaire de la CCSN

Cette information est prise en compte dans le cadre de l’examen du Règlement sur la sécurité nucléaire, et un atelier a été offert au début 2017 aux parties intéressées par les PRM afin de recueillir des renseignements additionnels. Il est important de souligner que le recours à la « sécurité intégrée à la conception » est possible conformément aux règlements existants et qu’une méthode graduelle de la sécurité peut être appliquée afin de respecter les exigences fondées sur le risque en matière de sécurité.

Gestion des déchets et déclassement

Les répondants ont signalé qu’il est nécessaire de se pencher sur le stockage des cœurs usagés en ce qui a trait aux PRM dotés de cœurs chargés en usine et ayant une durée d’exploitation prévue de cinq à dix ans. La taille et l’aménagement des sites pourraient empêcher le stockage temporaire sur place de nombreux cœurs.

Les répondants ont noté que, selon le REGDOC-3.5.1, les demandeurs doivent connaître la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN) et s’y conformer. Ils ont également souligné que la LDCN devrait faire l’objet d’un examen si l’exploitant d’un PRM n’est pas d’une société d’énergie nucléaire au sens de cette loi. En outre, les paragraphes 10(1) et 10(2) devraient être modifiés afin d’inclure une formule de financement qui tienne compte de l’augmentation de la quantité de déchets de combustible nucléaire en fonction du nombre de modules de PRM déployés sur un site.

Commentaire de la CCSN

Le demandeur doit démontrer qu’il peut respecter les mesures de sûreté et de contrôle associées aux activités proposées de gestion des déchets. Il doit également démontrer que la qualité de ses programmes et de ses activités est adéquate et proportionnelle au risque. Il est possible d’y parvenir en se conformant aux normes et aux codes existants et en réalisant en parallèle des activités de R D qui visent à combler les lacunes sur le plan des connaissances et des technologies. Par exemple, les sections 6.1 et 6.2 de la norme du Groupe CSA N292.2-13, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié, établissent les exigences relatives au choix de l’emplacement du site en vue de l’entreposage à sec.

S’ils choisissent un autre site pour le stockage du combustible usé, les exploitants de PRM doivent fournir au personnel de la CCSN les procédures de manutention, d’emballage et de transport pour l’emplacement choisi.

Ces commentaires ont été communiqués à Ressources naturelles Canada, qui administre la LDCN.

Structures de génie civil de sous-surface importantes pour la sécurité

Les répondants ont noté que les centrales existantes présentent un nombre important d’enceintes enfouies liées à la sûreté et sont souvent situées dans des régions où la nappe phréatique est relativement peu profonde. Dans de nombreux cas, il est difficile, voire impossible, de surveiller la dégradation des zones dans lesquelles se trouvent ces structures. Les conceptions enfouies ne devraient pas être considérées comme étant propres aux PRM.

Commentaire de la CCSN

L’enfouissement des structures de génie civil ne constitue pas une caractéristique propre aux PRM, mais la profondeur envisagée pour certaines conceptions est considérablement supérieure à celle des parcs de réacteurs existants. Les différents emplacements envisagés peuvent poser des difficultés particulières en ce qui a trait à l’inspection et à la maintenance à long terme de telles structures.

Une vaste expérience opérationnelle de l’évaluation de la gestion de la dégradation et du vieillissement des structures en acier et en béton a été acquise au cours des dernières décennies. Le personnel de la CCSN s’attend à ce que cette expérience opérationnelle soit prise en compte dans les activités de conception, à l’instar de l’application des codes et des normes.

Technologies de fusion

Certains répondants ont mentionné à la CCSN que les technologies de fusion et de fission ne sont pas nécessairement discrètes, étant donné que la plupart des interactions possibles découlant de la fusion libèrent des neutrons libres. Un concept novateur de réacteurs pourrait comprendre à la fois la fusion et la fission en tant que source d’énergie. Un cadre de réglementation unique pourrait s’appliquer aux réacteurs de fusion et de fission ainsi qu’à une combinaison des deux. Si le risque associé à l’exploitation d’un réacteur de fusion est quantifiable, il devrait être réglementé d’une manière semblable au même risque quantifiable associé à un réacteur de fission.

D’autres répondants ont indiqué que les risques associés aux technologies de fusion peuvent être considérablement différents des risques liés aux technologies de fission. Toutefois, les deux camps semblent convenir que, bien que les dangers soient différents, les mécanismes de quantification et de gestion de ces risques sont les mêmes.

Les répondants ont également indiqué que le flux de déchets ne serait pas éliminé, puisque les composantes sont activées en cours d’exploitation. Les dangers relatifs au rayonnement posés par les installations de fusion, tant celles à l’étape de la R-D que les futurs systèmes d’alimentation électrique commerciaux, seraient attribuables à trois facteurs :

• le stock de substances radioactives volatiles, principalement du tritium
• l’exposition ponctuelle au flux neutronique ou photonique de haute énergie résultant d’une réaction de fusion
• le rayonnement provenant de la désintégration des matières activées par le flux neutronique de la fusion

Selon les commentaires recueillis, la magnitude de ces dangers liés au rayonnement serait propre à chaque technologie de fusion et dépendrait de la nature du système. Les systèmes de fusion magnétique à volume élevé, par exemple, pourraient générer des stocks de tritium supérieurs aux systèmes pulsés. De même, le flux d’énergie des neutrons et des photons dépendrait de la conception des systèmes de couverture et de blindage, qui pourrait être propre à la technologie en question.

Les répondants ont mentionné que les dangers liés au rayonnement lors de la fusion (c’est-à-dire, tritium et activation) seraient considérés comme des risques secondaires dans le contexte de systèmes de fission, étant donné que la gravité de tout accident serait considérablement inférieure aux risques principaux susmentionnés associés à la fission et qu’il est peu probable que ces dangers représentent un risque pour le public. Les réactions de fusion sont des réactions dirigées, dans lesquelles les systèmes de chauffage et de contrôle (tant pour les systèmes pulsés que continus) sont essentiels pour générer la réaction de fusion. Par conséquent, toute forme de défaillance suffisamment grave pour compromettre l’exploitation du système de fusion mettrait également fin à toute réaction de fusion.

Commentaire de la CCSN

Le cadre de réglementation est conçu pour tenir compte du niveau de risque posé par une proposition. L’application de ce cadre serait adaptée aux possibilités envisagées par un promoteur.

Le personnel de la CCSN continue de surveiller les développements dans le domaine de la fusion et les efforts connexes déployés dans le monde entier et demeure prêt à collaborer avec des promoteurs potentiels qui souhaitent mener des activités au Canada.

Prochaines étapes

Voici les prochaines étapes visant à clarifier davantage le cadre de réglementation des PRM :

• envisager des modifications au Règlement sur la sécurité nucléaire
• clarifier davantage l’application de la méthode graduelle
• clarifier davantage l’autorisation relative aux PRM
• examiner les documents d’application de la réglementation visés de la CCSN

Envisager des modifications au Règlement sur la sécurité nucléaire

Le 31 janvier 2017, un atelier a été organisé à l’intention des personnes ayant formulé des commentaires sur le DIS-16-04, et d’autres parties intéressées, à l’égard des modifications proposées au Règlement sur la sécurité nucléaire. La CCSN publiera la synthèse de cet atelier et sollicitera les commentaires des parties intéressées à l’automne 2017. L’atelier et les commentaires recueillis serviront de fondement en vue d’établir l’orientation de la CCSN avant l’apport de toute modification au Règlement sur la sécurité nucléaire.

Clarifier davantage l’application de la méthode graduelle

La CCSN est déterminée à clarifier, dans la mesure du possible, l’application de la méthode graduelle aux PRM. Elle organisera en novembre 2017 un atelier à cet égard. Une brève présentation de cet atelier sera publiée, et les commentaires recueillis de même que la rétroaction formulée à l’occasion de l’atelier faciliteront l’établissement des attentes de la CCSN en ce qui a trait aux PRM.

Clarifier davantage l’autorisation relative aux PRM

La CCSN est déterminée à collaborer avec les parties intéressées qui comptent présenter des demandes pour des PRM. La collaboration préalable à l’autorisation peut permettre de comprendre les objectifs précis d’un réacteur nouveau genre ou de démonstration et la manière dont le processus d’application pourrait aller de l’avant dans ce contexte. De plus, le personnel de la CCSN élabore actuellement une proposition concernant un document d’application de la réglementation qui portera sur l’autorisation des PRM.

Examen des documents d’application de la réglementation visés de la CCSN

Afin d’adopter des pratiques réglementaires exemplaires, la CCSN examine régulièrement l’ensemble de ses documents d’application de la réglementation. Plusieurs de ces documents ont été cités par les répondants dans leurs commentaires sur le DIS-16-04. Cette rétroaction sera aussi prise en compte lorsque les documents en question devront être examinés. Ceux-ci comprennent :

• G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I : Effectif minimal
• RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires
• RD-346, Évaluation de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires
• RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs
• RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire
• REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires
• REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium

Les documents d’application de la réglementation nouveaux ou modifiés sont assujettis au processus de consultation de la CCSN, ce qui donne l’occasion aux parties intéressées de formuler des commentaires sur toute exigence ou orientation nouvelle ou proposée avant de procéder à la mise en œuvre.

Finalement, la CCSN participe à une initiative de l’Agence pour l’énergie nucléaire avec les États-Unis et le Royaume-Uni qui vise à élaborer un document conjoint d’évaluation technique pour la technologie des PRM.