REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN - Glossaire - C

Pour les appareils d’exposition, câble ou autre outil mécanique utilisé pour faire sortir ou entrer l’assemblage de source scellée.

Voir conditions additionnelles de dimensionnement.

Voir couche d’atténuation au dixième.

En ce qui concerne les centrales nucléaires CANDU, cuve cylindrique qui contient les canaux de combustible du réacteur ainsi que le modérateur. Voir aussi tube de calandre.

Calculs visant à obtenir des valeurs prévues supérieures aux paramètres, afin que la réalité ne soit pas supérieure à la prévision. Ces calculs peuvent reposer sur des simplifications des processus simulés (la structure d’un modèle) ou sur les limites des valeurs des données retenues dans le modèle.

Voir projecteur.

La compétence ou état d’une personne capable d’exécuter une tâche conformément à une norme précise.

Mesure dans laquelle un produit peut être utilisé par des utilisateurs précis dans le but d’atteindre des objectifs précis, et ce, de façon efficace et satisfaisante dans un contexte d’utilisation spécifié.

L’environnement, les qualités, les caractéristiques physiques et les éléments distinctifs de la parcelle de terrain sur laquelle se trouve une installation nucléaire ou se déroule une activité nucléaire.

Caractéristique de conception physique ajoutée à la conception sous forme de structure, système ou composant (SSC) autonome ou ajoutée à un SSC déjà en place pour prendre en considération les conditions additionnelles de dimensionnement. Aussi appelée caractéristique de sûreté additionnelle.

Voir caractéristique de conception complémentaire.

Conformément au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium, il s’agit de l’emplacement proposé des points de rejet, des quantités et des concentrations maximales proposé et du volume et du débit prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques. Les CRNMP correspondent aux rejets résiduels, c’est-à-dire les rejets d’une substance nucléaire ou dangereuse qu’il reste, après avoir tenu compte de tous les traitements et mesures d’atténuation associés aux MTEAR.

Dans le domaine de la comptabilisation des matières nucléaires, l’un des éléments suivants :

• élément de matières nucléaires : uranium naturel, uranium appauvri, uranium enrichi, thorium ou plutonium
• catégories d’éléments d’isotopes : uranium 235, uranium 233 ou plutonium 239

Groupe d’événements charactérisés par une cause identique ou semblable, et par la similitude des phénomènes qui les régissent.

Voir défaillance de cause commune.

Conseil canadien des ministres de l’environnement

Voir circuit caloporteur primaire.

Voir Commission canadienne de sûreté nucléaire.

Voir couche de demi-atténuation.

Voir code de description de matière.

Dans le contexte de la sûreté-criticité nucléaire, volume aux limites définies dans lequel une unité de stockage est placée.

Installation nucléaire composée d’un réacteur à fission, qui a été conçue pour la production commerciale d’électricité.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Remarque 1 : Une centrale nucléaire peut compter plus d’un réacteur nucléaire.

Remarque 2 : Une centrale nucléaire peut aussi être construite dans le but de générer de la chaleur ou de la vapeur à l’échelle commerciale.

circuit d’eau de service à basse pression

Somme de la chaleur dégagée par la désintégration radioactive, la fission du combustible en mode d’arrêt du réacteur et la chaleur emmagasinée dans les structures, les systèmes et les composants.

Transfert d’information et de responsabilités entre plusieurs personnes ou unités de travail, l’une prenant la relève de l’autre. Les activités de changement de quarts peuvent comprendre, sans s’y limiter, des discussions sur l’état de l’équipement de la centrale et l’état des activités en cours, comme les tests prolongés sur les systèmes et les composants de sûreté.

Definition

Dans le contexte de l’homologation des appareils à rayonnement ou de l’équipement réglementé de catégorie II, changement apporté aux caractéristiques, aux principes de fonctionnement et aux spécifications de l’équipement et qui pourrait, selon toute vraisemblance, avoir une incidence sur la sécurité ou l’efficacité de l’équipement, ou sur la sécurité de l’installation dans laquelle celui-ci est utilisé, par exemple :

• le changement de l’utilisation prévue de l’appareil, y compris toute utilisation nouvelle ou prolongée (appareil de téléthérapie utilisé comme irradiateur)
• le changement ou la mise à niveau du logiciel qui permet à l’appareil de fonctionner dans un mode ou un niveau d’énergie différent hors de l’homologation initiale (par exemple, radiothérapie par modulation d’intensité [RTMI], sans filtre égalisateur, débits de dose plus élevés, etc.)
• la mise à niveau au moyen d’une nouvelle tête ou d’un nouveau collimateur, qui permettrait à l’appareil de fonctionner dans un mode différent et de produire des taux de fuite plus élevés
• l’augmentation de l’activité des sources
• le changement du nom de modèle ou de la configuration de l’appareil de sorte que l’information ne correspond plus à l’homologation ou encore, d’importants changements apportés à l’étiquetage de l’appareil – il est important de pouvoir repérer l’appareil sur le terrain

Appareil utilisé pour stocker, transporter et changer les assemblages de source scellée des appareils d’exposition.

Paramètre qui définit l’utilisation de l’équipement réglementé de catégorie II ou des appareils à rayonnement sur une période définie, et qui est peut être relié directement aux doses de rayonnement reçues par les personnes occupant les zones adjacentes au cours de cette période. Habituellement calculé en gray par an à une distance de référence de la source du rayonnement, à un emplacement précisé de la source.

Personne responsable de superviser directement l’exploitation d’une centrale nucléaire. Le chef de quart de centrale s’assure que les opérations et l’entretien sont effectués conformément au permis, aux politiques et aux procédures de la centrale ainsi qu’aux exigences applicables stipulées dans les lois et les règlements, les normes et les codes pertinents. Il représente la direction de la centrale pendant un quart de travail donné.

Personne qui, dans une centrale nucléaire à tranches multiples, a la responsabilité, face au chef de quart de la centrale, de veiller à ce que les membres du personnel de la salle de commande principale accomplissent leurs fonctions en toute sûreté, dans les limites de ses pouvoirs, et de s’assurer que la conduite des opérations dans la salle de commande principale est conforme au permis, aux politiques et aux procédures de la centrale.

Processus de sélection d’un emplacement convenable pour une installation, y compris une évaluation et une définition appropriées des dimensionnements connexes.

Curie; voir becquerel.

Voir Commission internationale de protection radiologique.

Voir circuit caloporteur primaire.

Système de composants qui permet le transfert de la chaleur du combustible dans le réacteur jusqu’aux générateurs de vapeur ou jusqu’à d’autres échangeurs de chaleur utilisant un système de refroidissement secondaire. Le CCP ne comprend pas nécessairement les sous-systèmes auxiliaires de purification et de régulation de la pression. Aussi appelé circuit primaire de refroidissement; système de refroidissement du réacteur.

S’entend au sens du Règlement de l’AIEA.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Remarque : Dans le Règlement de l’AIEA, citerne s’entend d’une citerne mobile (y compris un conteneur citerne), un véhicule citerne routier, un wagon-citerne ou un récipient pour solides, liquides ou gaz ayant une capacité d’au moins 450 L lorsqu’il sert pour le transport de gaz.

Commission internationale des unités et des mesures de radiation.

Voir document à l’intention des commissaires.

Voir concentration minimale mesurable.

Centre des mesures d’urgence

Conseil national de recherches du Canada

Chapitre 10 des arrangements subsidiaires de l’accord relatif aux garanties entre le Canada et l’AIEA.

Dans le domaine de la comptabilisation des matières nucléaires, code de quatre caractères utilisé pour décrire les lots de matières nucléaires par forme physique, composition chimique, mode de confinement ou type de contenant et par état et qualité d’irradiation.

Élément de données de la méthode utilisée pour mesurer ou déterminer la masse ou les données de masse d’un élément ou isotope de matières nucléaires. Le code de base de mesure indique si les données de masse ont été déterminées dans la zone de bilan matières (ZBM) actuelle ou dans une autre ZBM et si les données étaient nouvelles ou signalées précédemment.

Le document intitulé Code maritime international des marchandises dangereuses et publié par l’Organisation maritime internationale, compte tenu de ses modifications successives.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Voir code de type de mesure, code de base de mesure.

Contenu radioactif et son emballage, tel qu’il est présenté pour le transport.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Voir type IP-1.

Voir type IP-2.

Voir type IP-3.

Colis conçu conformément aux exigences applicables du Règlement de l’AIEA.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Voir obturateur de faisceau.

Dans le contexte de la sûreté-criticité nucléaire, conteneur conçu pour recevoir une solution, y compris tout volume dans lequel le contrôle de la criticité est assuré par des anneaux de Raschig.

Voir combustible nucléaire usé.

Voir combustible nucléaire usé.

Processus chimique comprenant une oxydation suffisante pour produite de la chaleur ou de la lumière.

Assemblage de combustible usé, retiré d'un réacteur après plusieurs années d'utilisation, et traité comme déchet. Aussi appelé combustible nucléaire épuisé, combustible irradié.

Remarque : Au Canada, on utilise « combustible nucléaire usé » ou « combustible nucléaire irradié » pour désigner le combustible épuisé (employé à l’échelle international et dans certains rapports canadiens en ce sens pour s’aligner sur les ententes et les conventions internationales), car le combustible évacué est considéré comme un déchet même s’il n’est pas entièrement épuisé.

Voir combustion du combustible.

Voir combustible nucléaire usé.

Transformation des atomes induite dans un réacteur nucléaire, habituellement calculée à mesure que de l’énergie est générée dans le cœur du réacteur par masse unitaire de combustible (tels que gigawatt‑jours par tonne d’uranium). Aussi appelé combustion nucléaire.

Comité scientifique créé sous les auspices de la Société canadienne des sciences judiciaires, qui évalue les aspects scientifiques, techniques et d’application de la loi de la concentration d’alcool dans l’haleine. Remarque : Sa portée comprend les alcootests pour les conducteurs, l’équipement servant aux alcootests automatisés, les alcootests mobiles et les dispositions relatives aux demandes d’échantillons de sang.

Régime multilatéral de contrôle des exportations formé du Comité des exportateurs signataires du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires (TNP) qui joue le rôle de « fidèle interprète » du paragraphe III (2) du TNP en vue d’éclairer l’interprétation des politiques de contrôle de l’exportation nucléaire pour les membres signataires du Traité. Le Comité Zangger conserve une « liste de déclencheurs » (Circulaire d’information 209 (INFCIRC/209 [1]) de l’Agence internationale de l’énergie atomique, déclenchant les garanties comme condition de fourniture) associée aux articles à caractère nucléaire afin d’aider les membres signataires du TNP à déterminer l’équipement et les substances visés par les contrôles d’exportation.

Utilisation de sources scellées pour télécommander une chenille radiographique dans les canalisations.

Commissaire nommé en vertu de l’article 10 de la Loi.

(Source : Règlement administratif de la Commission canadienne de sûreté nucléaire)

La Commission canadienne de sûreté nucléaire constituée par l’article 8.

(Source : Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires)

Remarque 1 : La Commission compte au plus sept membres, nommés par le gouverneur en conseil, et a pour mandat :

• de rendre des décisions indépendantes, équitables et transparentes sur l’autorisation des activités nucléaires
• de prendre des réglements ayant force de loi
• d’établir l’orientation politique et réglementaire dans les domaines de la santé, de la sûreté, de la sécurité et de l’environnement qui touchent le secteur nucléaire canadien

Remarque 2 : Il ne faut pas utiliser ce terme pour désigner à la fois les commissaires et le personnel de la CCSN. Voir aussi Commission canadienne de sûreté nucléaire.

Organisme de réglementation nucléaire du Canada créé en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires pour réglementer l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, et d’informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire.

Organisme international chargé d’élaborer des normes et des concepts pour la protection contre le rayonnement ionisant.

Méthode de communication verbale conçue pour réduire les erreurs de communication potentielles. L’initiateurenvoie un message et le destinataire répète le message à l’initiateur. Il confirme ensuite au destinataire que le message répété est correct.

Activité mentale et/ou physique qui nécessite un niveau mesurable de maîtrise. Les termes « compétence » et « capacité » sont souvent interchangeables.

Pour les appareils d’exposition, composant essentiel au fonctionnement sécuritaire de l’appareil pour empêcher une mauvaise connexion ou une déconnexion.

OU

Équipement dont la défaillance entraînera une défaillance de l'ensemble du système ou la défaillance de la fonction de sûreté.

Composant dont le fonctionnement ne dépend pas d’une contribution externe, comme une activation, un mouvement mécanique ou une alimentation électrique.

Les composantes valorisées se rapportent aux caractéristiques environnementales susceptibles d’être touchées par un projet et qui sont jugées préoccupantes par le promoteur, les organismes gouvernementaux, les peuples autochtones ou le public.

(Source : Glossaire des praticiens pour l’évaluation environnementale des projets désignés en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012] [2]).

Remarque 1 : La valeur d’une composante ne tient pas uniquement à son rôle dans l’écosystème, mais aussi à son importance pour les êtres humains. Par exemple, une importance scientifique, sociale, culturelle, économique, historique, archéologique ou esthétique peut être accordée aux composantes valorisées. Aux fins d’application de la [Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) (LCEE 2012),] les composantes valorisées sont choisies selon l’article 5 de la LCEE 2012 et selon l’orientation fournie par l’autorité responsable, ou dans le cas d’une EE par une commission d’examen, par [l’Agence canadienne d’évaluation environnementale] ou le ministre [de l’Environnement et du Changement climatique]. (Source : Glossaire des praticiens pour l’évaluation environnementale des projets désignés en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012] [2])

Remarque 2: Les CV sont sélectionnées à partir des données abiotiques et biotiques recueillies dans le cadre du processus de caractérisation de référence. Elles peuvent être des organismes de substitution plutôt que des espèces végétales ou animales réelles (par exemple, une espèce théorique de poisson benthique en phase d’alimentation), des communautés (par exemple, communauté de macro-invertébrés benthiques) ou certaines espèces (c’est-à-dire, les espèces en voie de disparition), mais elles peuvent aussi comprendre d’importantes caractéristiques écologiques de l’environnement, comme les milieux humides.

Voir composante valorisée.

Système de documents et de rapports démontrant, pour chaque zone de bilan matières (ZBM), le stock de matières nucléaires et les variations dans ce stock, y compris les matières reçues dans la ZBM et celles transférées hors de cette zone.

Lieu de dépôt dans une installation étrangère déterminée où les matières nucléaires non affectées d’origine canadienne peuvent être exportées et conservées temporairement en attendant la conclusion d’un accord commercial relativement aux matières nucléaires conservées dans ce dépôt.

Instrument conçu et fabriqué pour détecter et compter les particules alpha émises.

Quantité la plus faible (activité ou masse) d’un radionucléide (ou d’une substance à analyser) dans un échantillon, qui sera détectée avec une probabilité b de non‑détection, tout en ayant une probabilité a de conclure fautivement qu’une quantité positive (différente de zéro) de la substance à analyser est présente dans un « échantillon à blanc ». La CMM est mesurée en becquerels per litre.

Substance contenant de l’uranium qui est obtenu par la séparation physique ou chimique de l’uranium à partir du minerai.

(Source : Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium)

Voir concentré d’uranium.

Produit à forte teneur en uranium obtenu par des traitements physiques et chimiques, nécessitant un raffinage supplémentaire pour que l’uranium se prête à une utilisation nucléaire. Le concentré d’uranium est raffiné et converti en trioxyde d’uranium (UO₃) et subséquemment en bioxyde d’uranium (UO₂) (utilisé au Canada) et en hexafluorure d’uranium (UF₆) (exporté). Aussi appelé yellowcake.

Organisme auquel l’autorité en matière de conception a délégué la responsabilité de la conception de parties précises d’une installation nucléaire.

Dans le contexte de l’examen de la conception d’un réacteur, planification et philosophies globales visant à assurer que chaque aspect de la conception matérielle tiendra compte de la sûreté, de la sécurité et des garanties dans tous les scénarios susceptibles de se présenter tout au long du cycle de vie du réacteur. Voir aussi dimensionnement.

Conception dont les modes de défaillance les plus probables n’entraînent pas de réduction de la sûreté.

Conception du système qui fournit, soutient, contrôle, refroidit et confine la matrice de combustible, et qui comprend les regroupements de composants de combustible en grappes, en assemblages, en piles et en chapelets de grappes de combustible.

Conception démontrant sa conformité à des normes techniques acceptées par l’historique de l’expérience, par des tests ou par une combinaison de ces méthodes.

Catégorie de condamnation prononcée en vertu du Code criminel du Canada réservée aux infractions graves telles qu’un meurtre, un attentat terroriste, un vol, le trafic de drogues, la trahison et certains types d’agressions sexuelles.

Accidents ou séquences d’accident dont la fréquence est égale ou supérieure à un sur un million d’années. Cette définition est propre à la sûreté-criticité nucléaire.

Valeurs des variables d’un modèle mathématique pris en hypothèse aux limites spatiales du modèle.

Sous-ensemble des accidents hors dimensionnement (AHD) pris en compte dans le processus de conception de l’installation en conformité avec la méthode de la meilleure estimation pour maintenir les rejets de matières radioactives à l’intérieure des limites acceptables. Les CAD pourraient inclure les conditions d’accidents graves. CAD est un état de la centrale.

Écarts par rapport à l’exploitation normale plus graves que les incidents de fonctionnement prévus. Les conditions d’accident comprennent les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement.

Valeurs des variables d’un modèle mathématique prises en hypothèse au début du calcul (au début de l’échelle temporelle).

Caractéristiques physiques, fonctionnelles et opérationnelles des structures, des systèmes et/ou des composants et des pièces d’une installation, y compris la structure organisationnelle.

Méthode ou structure physique destinée à empêcher ou maîtriser le rejet de substances nucléaires, radioactives ou dangereuses. Par exemple :

• pour la gestion des déchets : système de barrières qui contrôle les rejets dans l’environnement grâce à différentes applications chimiques et physiques
• pour les installations dotées d’un réacteur : voir structure de confinement
• pour le stockage définitif dans des formations géologiques profondes : fonctions de la barrière naturelle (comme la roche hôte) et de la barrière artificielle pour limiter les rejets de radionucléides

OU

Pour les garanties : caractéristiques structurales d’une installation, de conteneurs ou d’équipement utilisées pour établir l’intégrité physique d’une zone ou d’articles (y compris les données ou l’équipement relatifs aux garanties) 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.

OU

Recours à une force suffisante pour isoler, confiner ou neutraliser un adversaire afin d’empêcher le vol de matières nucléaires ou le sabotage d’une zone vitale jusqu’à ce qu’une force d’intervention externe puisse intervenir efficacement.

Conformité des personnes ou des organisations réglementées aux exigences de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), des règlements pris en vertu de la LSRN ainsi qu’aux permis, aux décisions, aux attestations, aux accréditations, aux homologations et aux ordres de la CCSN.

Compréhension théorique et/ou pratique d’un sujet requise pour exécuter un travail.

Perte de matière nucléaire due à sa transformation en élément(s) ou en isotope(s) à la suite de réactions nucléaires. La consommation comprend également la combustion de la matière nucléaire dans un réacteur et la désintégration radioactive (par exemple, plutonium 241).

Conclusion émanent de l’évaluation des faits recueillis au cours d’une inspection en regard des critères d’inspection. La constatation peut mettre en évidence la conformité ou la non-conformité avec les critères d’inspection.

Processus d’acquisition, de fabrication et d’assemblage de composants, d’exécution de travaux de génie civil, d’installation et d’entretien de composants et de systèmes et d’exécution des essais connexes.

Instrument de détection du rayonnement conçu pour mesurer la contamination de surface. Il n’est pas conçu pour mesurer les doses de rayonnement ou les débits de dose.

Contaminant susceptible d’être rejeté dans l’environnement en raison du projet proposé et qui pourrait modifier une ou plusieurs composantes environnementales (atmosphériques, aquatiques ou terrestres).

S’entend au sens du Règlement de l’AIEA.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Remarque : En général, contamination s’entend des substances nucléaires ou dangereuses sur les surfaces, ou dans des solides, des liquides ou des gaz (y compris le corps humain), dont la présence est non intentionnelle ou indésirable, ou du processus donnant lieu à leur présence.

S’entend au sens du Règlement de l’AIEA.

(Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Remarque : Dans le Règlement de l’AIEA, contamination non fixée s’entend de la contamination qui peut être enlevée d’une surface dans les conditions de transport de routine.

S’entend au sens du Code maritime international des marchandises dangereuses. (Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Définition extraite du Glossaire de sûreté de l’AIEA

Valeur prospective et liée à la source de la dose individuelle (voir contrainte de dose) ou du risque individuel (voir contrainte de risque) qui est utilisée comme paramètre dans les situations d’exposition planifiée pour l’optimisation de la protection et de la sûreté de la source et qui sert de limite pour déterminer la gamme des options aux fins de l’optimisation. (Proposition, basée sur la version de 2018)

Voir contrôle environnemental.

Voir surveillance de l’état.

Voir contrôle administratif de sûreté-criticité (nucléaire).

Un contrôle administratif amélioré ou un contrôle administratif simple :

• contrôle administratif amélioré : Action humaine requise par la procédure ou prohibée, combinée à un dispositif physique qui alerte l’opérateur que l’action est nécessaire au maintien de conditions de procédé sécuritaires, ou qui ajoute autrement une assurance substantielle de la performance humaine requise.
• contrôle administratif simple : Intervention humaine qui est interdite ou exigée pour maintenir des conditions de procédé sécuritaires.

Voir contrôle administratif de sûreté-criticité (nucléaire).

Contrôle destiné à réduire les conséquences d’une séquence d’accident, et non à les prévenir. Lorsqu’un contrôle atténuateur fonctionne comme prévu, les résultats de la séquence sont appelés les conséquences atténuées.

Système permettant uniquement aux personnes habilitées à avoir accès sans escorte à la zone de sécurité et permettant également de s’assurer que toutes les autres personnes soient escortées pour y avoir accès.

Voir contrôle de sûreté-criticité nucléaire.

Structures, systèmes, équipement, composants et activités du personnel sur lesquels on compte pour prévenir les accidents potentiels à une installation autorisée ou en atténuer les conséquences possibles. Aussi appelé contrôle de sûreté-criticité.

Remarque : Ce contrôle n’empêche pas le titulaire de permis d’identifier des structures, des systèmes, de l’équipement, des composants ou des activités additionnels du personnel (c.-à-d. au-delà de l’ensemble minimal requis pour répondre aux exigences de rendement) en tant qu’éléments essentiels à la sûreté. Tous les contrôles de sûreté (contrôle technique actif, contrôle technique passif, contrôle administratif simple et contrôle administratif amélioré) sont des contrôles de sûreté-criticité nucléaire.

Méthodes de gestion environnementale ou technologies et/ou techniques de génie pour éviter ou réduire le rejet de substances dangereuses et nucléaires dans l’environnement.

Contrôles d’articles ne figurant pas dans le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire , mais dont l’utilisation prévue peut être liée à un programme d’armement nucléaire ou à un engin explosif nucléaire. Aussi appelés contrôles « fourre-tout ».

Contrôle des risques résiduels d’un site après son déclassement. Les contrôles institutionnels peuvent comprendre des mesures actives (qui nécessitent des activités sur le site comme le traitement de l’eau, la surveillance et l’entretien) et des mesures passives (qui ne nécessitent pas d’activités sur le site comme les restrictions relatives à l’utilisation des terres, les balises, etc.).

Outil d’application de la loi d’un organisme de réglementation qui concentre les efforts sur des domaines particuliers de non-conformité. Le contrôle peut inclure :

• une augmentation de la fréquence des inspections ou des réunions avec le titulaire de permis
• l’ajout d’autres exigences en matière de rapport
• l’élargissement de la portée des inspections
• la modification des techniques/stratégies d’inspection (par exemple, analyse de la cause profonde, inspections renforcées)

Voir contrôle de sûreté-criticité nucléaire.

Contrôle technique actif ou passif :

• contrôle technique actif : Dispositif physique qui utilise des capteurs actifs, des composants électriques ou des pièces mobiles dans le but de maintenir des conditions de procédé sécuritaires sans intervention humaine.
• contrôle technique passif : Dispositif qui utilise seulement des caractéristiques de conception physique fixes pour maintenir des conditions de procédé sécuritaires sans intervention humaine.

Voir contrôle technique de sûreté-criticité (nucléaire).

Personne qui, pendant un exercice ou une manoeuvre d’urgence, communique des données et des messages aux intervenants, par exemple, pour s’assurer que la séquence d’événements se déroule comme prévu dans le scénario.

Personne autorisée à diriger l’ensemble d’une intervention d’urgence.

Mélange en fusion de parties du cœur du réacteur nucléaire, ressemblant à de la lave.

Voir méthode d’attribution des cotes de rendement en matière de sûreté

Circuit caloporteur primaire. Voir aussi côté secondaire.

Système qui transporte la chaleur du circuit caloporteur primaire à la source froide d’ultime secours. Voir aussi côté primaire.

Épaisseur du blindage ou d’un absorbeur qui réduit l’intensité de rayonnement au dixième du niveau original.

Épaisseur du blindage ou d’un absorbeur (comme l’uranium, le tungstène ou le plomb) qui réduit l’intensité du rayonnement à la moitité du niveau original. Aussi appelé épaisseur de demi-atténuation.

Situation où les moyens de communications électroniques, comme les téléphones traditionnels, cellulaires et satellitaires ainsi que les communications sur le Web, ne sont pas disponibles.

Mise à l’essai d’un programme d’enseignement avant sa mise en œuvre dans le cadre de la formation.

La somme des coûts des activités de réglementation directes et indirectes de la Commission, y compris les salaires et avantages sociaux, la location de bureaux, les fournitures et le matériel, les services professionnels, les communications, les voyages et la formation.

(Source : Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire )

Le coût entier confirmé par les états financiers vérifiés.

(Source : Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire )

Centre provincial des opérations d’urgence

Voir contaminant potentiellement préoccupant.

chef de quart. Voir chef de quart de centrale.

circuit de refroidissement à l’arrêt (shutdown cooling system)

En ce qui a trait aux installations nucléaires, limites spécifiées sur la valeur d’un indicateur fonctionnel ou d’un indicateur de l’état utilisés pour évaluer la capacité d’un système, d’une structure ou d’un composant à répondre à ses exigences de conception et de sûreté.

En ce qui concerne l’analyse de la sûreté, limites déterminées pour les doses de rayonnement afin de protéger les travailleurs et la population du rejet de substances nucléaires provenant d’une installation dotée de réacteurs pendant son exploitation normale, en cas d’incidents de fonctionnement prévus et d’accidents de dimensionnement.

Ensemble de mesures (ou d’indicateurs) représentant le niveau de performance de départ d’unsystème, structure ou composant. Les critères de base découlent des exigences de conception et sont habituellement établis durant la mise en service et après un remplacement, une réparation ou une réfection.

Condition à partir de laquelle on considère qu’une structure, un système ou un composant n’est pas en mesure de satisfaire à ses critères de réussite.

Critère utilisé pour déterminer si un système est apte à remplir sa fonction nominale en cas de défaillance unique.

Critère qui définit les capacités fonctionnelles minimales et les niveaux de performance requis pour assurer le fonctionnement efficace des structures, des systèmes ou des composants.

Réaction en chaîne auto-entretenue de fission nucléaire.

(Source : Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement)

Remarque : En ce qui concerne la sûreté-criticité nucléaire, un système qui soutient une réaction de fission en chaîne.

Voir Groupe CSA.

Voir contrôle de sûreté-criticité nucléaire.

Voir indice de sûreté-criticité.

Convention sur la sûreté nucléaire

centre de soutien d’urgence.

Caractéristiques d’un environnement de travail, comme les valeurs, les règles et la compréhension commune, qui influent sur les perceptions et les attitudes des employés à l’égard de l’importance que l’organisation accorde à la sécurité. Remarque : La culture de sécurité est un élément de la culture de sûreté. Voir aussi culture de sûreté.

Caractéristiques d’un environnement de travail, comme les valeurs, les règles et la compréhension commune, qui influent sur les perceptions et les attitudes des travailleurs à l’égard de l’importance que l’organisation accorde à la sûreté. Voir aussi culture de sécurité.

Voir becquerel.

Voir composante valorisée.

Voir composante valorisée.

Protection des systèmes ou des composants informatiques numériques pendant le cycle de vie du système contre les menaces, les actes malveillants ou les gestes commis par inadvertance qui pourraient avoir des conséquences non intentionnelles. Cela inclut la protection contre des modifications non autorisées, non intentionnelles et non sécuritaires au système ainsi que la divulgation non autorisée et la conservation de renseignements, de logiciels ou de données associés au système qui pourraient être utilisés pour poser des gestes malveillants ou malavisés ayant un impact sur la fonctionnalité et la performance du système.

Les diverses étapes du cycle de vie d’une installation nucléaire, notamment la sélection et la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon.

Inclut toutes les activités ayant lieu dans le cadre du permis principal délivré par la CCSN : préparation de l’emplacement, construction, exploitation et déclassement d’un projet minier.

Accélérateur de particules qui augmente la vitesse des particules les entraînant dans un mouvement circulaire jusqu’à ce qu’elles atteignent une cible située sur le périmètre du cyclotron. Certains cyclotrons servent à produire des isotopes médicaux.