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

Voir dose absorbée.

Événement naturel ou d’origine humaine se produisant à l’extérieur de l’emplacement et dont les effets sur l’installation du réacteur sont considérés comme potentiellement dangereux.

Danger dont la source se trouve sur le site d’une installation nucléaire (tant à l’intérieur qu’à l’extérieur des bâtiments de l’installation).

Remarque : Les dangers internes comprennent les incendies internes, les inondations internes, les missiles de la turbine, les accidents de transport sur le site et les rejets de substances toxiques provenant d’installations de stockage situées sur le site.

La date de réception du rapport par la Commission.

Voir défaillance de cause commune.

débit de dose pulsé

État du composant qui, s’il n’est pas corrigé, pourrait mener à un état dégradé ou à un état d’indisponibilité.

Toute mort découlant d’une blessure ou d’une maladie, peu importe le temps écoulé entre la blessure ou la maladie et la mort.

Remarque : Dans le contexte des rapports à soumettre, les décès sont déclarés mais aucun jour n’est attribué à l’événement.

En ce qui a trait à la comptabilisation nucléaire, sous-groupe de matières nucléaires de catégorie 1A jugées irrécupérables et entreposées dans la zone de bilan matières. Ces matières peuvent être transférées dans la catégorie des déchets conservés après l’approbation du personnel de la CCSN. Après le transfert, la seule exigence de rapport est la présentation d’un inventaire sur demande.

Déchets solides radioactifs qui contiennent des matières dont la teneur en radionucléides est supérieure aux niveaux de libération et aux quantités d’exemption établis, mais qui sont généralement caractérisés par une quantité limitée de radionucléides à longue période.

Déchet solide radioactif  qui émet en général un rayonnement pénétrant assez puissant pour nécessiter l’utilisation d’un blindage durant la manipulation et le stockage temporaire.

Aux fins de la gestion des déchets, toute matière (sous forme liquide, solide ou gazeuse) qui renferme une substance nucléaire radioactive, telle que définie à l’article 2 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et que le titulaire de permis a déclarée comme étant un déchet. En plus de contenir des substances nucléaires, les déchets radioactifs peuvent comprendre également des substances dangereuses non radioactives, telles que définies à l’article 1 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

Mesures administratives et techniques prises pour permettre de lever en tout ou en partie les contrôles réglementaires visant une installation, un emplacement ou un site où se trouvent des substances nucléaires destinées à être gérées, utilisées ou entreposées.
Remarque : Ces mesures englobent les procédures, processus et activités (p. ex., stockage sous surveillance, décontamination, démantèlement ou nettoyage) mis en œuvre pour retirer du service une installation, un emplacement ou un site dans le respect de l’environnement et de la santé et de la sécurité des personnes. Pour ce qui est des installations de stockage définitif, à l’exception des installations auxiliaires, le terme « fermeture » remplace le terme « déclassement ». Voir aussi nettoyage, décontamination, démantèlement, stockage sous surveillance.

Voir arrêt automatique du réacteur.

État dans lequel se trouve l’assemblage de source scellée lorsqu’il est dégagé par inadvertance du câble de commande.

Enlèvement en tout ou en partie de la contamination au moyen d’un procédé physique, chimique ou biologique délibéré.

Interruption ou incapacité d’une structure, d’un système ou d’un composant à fonctionner dans le respect des critères d’acceptation.

Défaillance simultanée d’au moins deux structures, systèmes ou composants causée par un événement ou une cause spécifique unique, comme un phénomène naturel (séisme, tornade, inondation, etc.), un défaut de conception ou de fabrication, une erreur d’exploitation ou de maintenance, un événement destructeur d’origine humaine ou un effet du vieillissement. Aussi appelé défaillance d’origine commune.

Toute rupture de la gaine de combustible qui pourrait laisser échapper des produits de fission.

Dans le contexte des rapports à soumettre pour les centrales nucléaires CANDU, une défaillance d’un processus d’une structure, d’un système ou d’un composant entraînant une défaillance systématique de combustible ou un rejet important de la centrale ou qui pourrait entraîner une défaillance systématique de combustible ou un rejet important de la centrale si aucun système de sûreté spécial n’intervient.

Dans le contexte des installations dotées de réacteurs CANDU, défaillance qui entraîne ou qui pourrait entraîner des dommages importants au combustible ou un rejet important de l’installation si aucun système spécial de sûreté n’intervient.

Une des deux circonstances suivantes ou les deux :

• un programme ou un élément de programme crédité dans le fondement d’autorisation n’a pas été établi ou respecté
• un manquement aux procédures applicables qui s’aggrave ou se généralise

Aussi appelé non-conformité en matière de programme.

Remarque : Les non-conformités individuelles aux documents produits par le titulaire de permis qui n’ont aucune conséquence immédiate ou à court terme sur la réglementation ou la sûreté et qui ne représentent pas une indication d’une défaillance en matière de programme ne sont pas considérées comme des situations ou des événements importants pour la sûreté.

Combustible sans défaut avant un événement donné qui, par suite de l’événement, subit une défaillance ou dépasse les critères d’intégrité du combustible définis dans les documents contrôlés ou les documents de permis.

Défaillance qui entraîne la perte de la capacité d’un composant à remplir sa (ses) fonction(s) de sûreté, et toute défaillance qui découle.

En ce qui a trait à des installations nucléaires, un synonyme de défaillance. Voir défaillance.

Défense d’un lieu effectuée en temps opportun et avec une puissance suffisante pour empêcher une personne ou un groupe de personnes, notamment celles munies d’armes ou de substances explosives, de commettre un sabotage ou d’enlever des matières nucléaires de catégorie I, II ou III autrement qu’en conformité avec un permis.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Mise en place hiérarchisée de différents niveaux d’équipements et de procédures variés pour prévenir la multiplication des incidents de fonctionnement prévus et maintenir l’efficacité des barrières physiques placées entre une source de rayonnements ou des matières radioactives et les travailleurs, les personnes du public ou l’environnement, dans différentes conditions de fonctionnement et, pour certaines barrières, dans des conditions accidentelles.

Dans le contexte des systèmes liés à la sûreté des centrales nucléaires, défaillance faisant en sorte que le système lié à la sûreté fonctionne avec une redondance ou une marge de sûreté réduite ou ne remplit plus les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Une déficience de niveau 1 correspond à une défaillance du système qui empêche celui‑ci de procurer une protection adéquate. Une déficience de niveau 2 correspond à une défaillance du système qui fait en sorte que celui‑ci ne procure qu’une protection partielle contre la pire éventualité, soit la défaillance des systèmes fonctionnels. Une déficience de niveau 3 correspond à une défaillance du système qui réduit la redondance ou la marge de sûreté de celui‑ci, sans l’empêcher toutefois de remplir pleinement les fonctions pour lesquelles il a été conçu.

Changement dans la géométrie de la grappe de combustible causé par la déformation d’un ou de plusieurs éléments de la grappe de combustible ou de la grappe entière.

Effets du vieillissement qui pourraient compromettre la capacité d’une structure, d’un système ou d’un composant à fonctionner conformément aux critères d’acceptation.

Changement dans une enveloppe de pression qui excède la limite précisée dans l’analyse, la norme ou le code de conception, ou dans le code ou la norme d’inspection.

Organisation ou personne qui présente une demande de permis à la CCSN. Par exemple, l’organisation ou la personne qui soumet une demande de permis pour construire une installation nucléaire a la responsabilité globale de superviser la réalisation sûre et satisfaisante de tous les travaux de conception, d’approvisionnement, de fabrication, de construction et de mise en service et possède l’autorité pour effectuer le contrôle et assurer la coordination nécessaires.

OU

Toute personne qui demande une cote de sécurité donnant accès aux sites (CSAS) pour un site à sécurité élevée au Canada.

Remarque : Les employés de la CCSN qui ne sont pas des inspecteurs ou qui n’ont pas la cote de sécurité Secret (niveau II) du gouvernement du Canada doivent présenter une demande de CSAS de la CCSN pour travailler dans une installation autorisée.

En ce qui a trait aux appareils à rayonnement, démontage d’un appareil pour réparer, remplacer, enlever des composants défectueux qui peuvent comprendre la substance nucléaire de l’appareil en cause (partie de l’activité autorisée consistant en l’entretien, l’installation et le démontage d’appareils contenant des radio-isotopes).

OU

En ce qui a trait au déclassement, signifie le démontage, le désassemblage et la démolition des structures, systèmes et composants d’une installation, d’un emplacement ou d’un site aux fins de déclassement.

Voir période radioactive effective.

Voir installer.

Produit de l’épaisseur d’une dalle uniforme et de la masse volumique de la matière fissionnable à l’intérieur de la dalle; il s’agit donc de la masse de la matière fissionnable par unité de surface de la dalle.

Remarque : Pour les boues non uniformes, les limites de densité surfacique sont valides pour une dalle horizontale soumise à un tassement à la condition que les restrictions applicables aux boues uniformes soient entièrement satisfaites.

Voir dégradation d’une enveloppe de pression.

Voir dépistage thyroïdien.

Surveillance des travailleurs en vue de détecter la présence d’iode radioactif dans la thyroïde donnant une indication de l’incorporation globale dans le corps.

Remarque : Le dépistage n’a pas pour objectif une évaluation quantitative de la dose absorbée.

Voir dépôt géologique en profondeur.

Voir dépôt géologique en profondeur.

Installation où des déchets radioactifs sont enfouis dans une formation géologique stable et profonde (généralement à plusieurs centaines de mètres ou plus sous la surface). L’installation est conçue dans le but d’isoler et de confiner les déchets et d’assurer l’isolement à long terme des substances nucléaires pour protéger la biosphère. Aussi appelé dépôt dans des formations géologiques profondes ou dépôt en formations géologiques profondes. Voir aussi isolement.

Transformation spontanée d’un radio-isotope en un ou plusieurs isotopes différents (produits de désintégration ou produits de filiation) accompagnée d’une diminution de la radioactivité (comparé au précurseur). Elle se produit sur une période de temps donné (demi-vie) à la suite de la capture d’électrons, de la fission, ou de l’émission de particules alpha, bêta ou de photons (rayonnement gamma ou rayons X) à partir du noyau d’un atome instable. Chaque isotope de la séquence (chaîne de désintégration) se désintègre jusqu’à produire un produit final stable et moins énergétique. De plus, la désintégration radioactive peut aussi faire référence à l’émission de rayonnement gamma et d’électrons de conversion, ce qui réduit seulement l’énergie d’excitation du noyau.

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, destinataire s’entend d’une personne, d’un organisme ou d’un gouvernement qui reçoit un envoi.

Personne qui n’est pas un importateur, mais qui facilite le transfert d’une substance nucléaire, d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés à l’importateur dans la compétence territoriale du destinataire. Cependant, une personne associée uniquement au transport de la substance nucléaire, de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés (par exemple, un transporteur ou l’entrepreneur de transport) n’est pas considérée comme un destinataire intermédiaire.

Développement qui permet de répondre aux besoins du présent sans compromettre la possibilité pour les générations futures de répondre aux leurs.

(Sources : Loi canadienne sur la protection de l’environnement [1999], Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012], Loi fédérale sur le développement durable)

Voir déchet de faible activité.

dépôt dans des formations géologiques profondes ou dépôt en formations géologiques profondes. Voir dépôt géologique en profondeur.

Voir dossier générique.

Voir dépôt géologique en profondeur.

Processus structuré permettant de déterminer la ou les causes de la défaillance d’une structure, d’un système ou d’un composant.

Utilisation de sources scellées en vue d’obtenir de l’information géologique sur les zones souterraines.

Générateur de neutrons utilisé en cours de forage pour mesurer les diverses propriétés géophysiques des formations rocheuses souterraines.

En comptabilisation des matières nucléaires, différence entre le stock comptable ajusté et le stock physique, telle qu’elle est déclarée dans l’état de rapprochement.

Gamme des conditions et des événements qui sont pris explicitement en compte dans la conception d’une installation nucléaire, suivant des critères déterminés, de manière à offrir à l’installation la résistance voulue sans dépasser les limites autorisées.

Remarque : Le dimensionnement ne comprend pas les conditions additionnelles de dimensionnement.

Méthode d’approximation de la fonction mathématique réelle destinée à être intégrée.

Période de temps pendant laquelle un composant ou un système peut fonctionner. La « disponibilité » peut également signifier la probabilité qu’un composant ou un système pourra fonctionner à tout moment.

Dispositif qui fait partie d'un groupe de sûreté et (ou) dont la défaillance pourrait entraîner une radioexposition.

Présence de deux ou plusieurs systèmes ou composants redondants qui remplissent une fonction donnée et qui ont des caractéristiques diverses permettant d’éviter une défaillance de cause commune.

Désignation appliquée à un système ou à un ensemble de composants donné qui permet l’établissement et le maintien d’une indépendance physique, électrique et fonctionnelle par rapport à d’autres ensembles redondants de composants.

Acte de rendre disponible de l’information au public.

S’entend au sens de l’article 3 de la Loi sur l’accès d’information.

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

Remarque : La Loi sur l’accès à l’information définit ce terme comme étant des éléments d’information, quel qu’en soit le support.

Document préparé par le personnel de la CCSN, les promoteurs et les intervenants pour une audience ou une réunion de la Commission.

Les plans, directives, procédures, dessins, examens, registres, rapports et autres qui, mis ensemble, décrivent la mise en service d’un ou de plusieurs structures, systèmes ou composants, ou de l’installation dotée de réacteurs dans son ensemble.

En ce qui a trait aux exigences en matière de rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire, document assujetti au contrôle des versions parce qu’il est inclus dans le Manuel des conditions de permis.

Remarque : Ces documents comprennent les documents d’application de la réglementation ou les normes canadiennes et internationales mentionnées dans le permis (et peuvent inclure des documents ou des normes canadiennes et internationales qui nécessitent une transition). Les documents contrôlés peuvent aussi inclure des documents clés des titulaires de permis, tels que les documents nécessitant un consentement de changement (aux termes d’une condition de permis). Ils comptent tous un code d’identification unique.

Document qui énonce la portée et la méthode d’exécution d’un bilan périodique de la sûreté.

Document délivré par la Commission en vertu de l’alinéa 21(1)h) de la Loi ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi, qui atteste de l’homologation de l’un des éléments suivants :

1. un modèle de colis;
2. un modèle de matière radioactive sous forme spéciale;
3. un modèle de matière radioactive faiblement dispersable;
4. dans le cas d’une matière radioactive fissile exceptée, le calcul de la valeur qui en démontre la sous-criticité;
5. dans le cas d’une matière radioactive dont la valeur de base pour un radionucléide ne figure pas au Règlement de l’AIEA, le calcul de cette valeur de base;
6. dans le cas d’appareils ou objets ayant une autre limite d’activité pour un envoi exempté, le calcul de cette limite.

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

Le titulaire de permis doit aviser la CCSN par écrit de tout changement apporté à ces documents. Les documents de permis nécessitant un avis de changement sont habituellement indiqués dans le Manuel des conditions de permis.

Fourchette limitative des compositions, des arrangements géométriques, des spectres d’énergie neutronique et des autres paramètres pertinents (comme l’hétérogénéité, les fuites, les interactions, l’absorption, etc.) dans les limites de laquelle le biais d’une méthode de calcul est établi.

Sujets techniques qu’utilise le personnel de la CCSN dans l’ensemble des activités et des installations réglementées, afin d’évaluer, d’examiner et de vérifier les exigences réglementaires et le rendement, et d’en faire rapport. Les DSR comprennent :

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

Accident entraînant des dommagesimportants au combustible. Pour les réacteurs CANDU, dommage au cœur s’entend de dommages matériaux graves à de multiples canaux de combustible causés par une surchauffe et entraînant une perte d’intégrité structurale du cœur.

Événement ou situation à la suite duquel le combustible (> 1 %) a dépassé ses limites sur le plan de l’aptitude fonctionnelle.

Masse totale de chaque élément de matières nucléaires et sa composition isotopique s’il y a lieu. Voir aussi données de base.

En ce qui trait au régime des garanties, données enregistrées durant la prise de mesures ou l’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. Voir aussi données concernant le lot.

Étiquette numérique et masse de l’élément ou de l’isotope d’un article ou d’un lot de matières nucléaires. Cette définition s’applique à la comptabilité nucléaire.

Quotient, exprimé en grays, de l’énergie communiquée par le rayonnement à un corps ou un organe par la masse de ce corps ou de cet organe.

(Source : Règlement sur la radioprotection)

Voir aussi dose efficace, dose équivalente.

Dans le contexte d’un accident de criticité nucléaire, toute dose à laquelle le personnel est exposée qui correspond à une dose absorbée de neutrons et de rayons gamma égale ou supérieure à 0,12 Gy en atmosphère libre.

Somme, exprimée en sieverts, des valeurs où chacune représente le produit de la dose équivalente reçue par un organe ou un tissu, et engagée à leur égard, figurant à la colonne 1 de l’annexe 1 par le facteur de pondération figurant à la colonne 2.

(Source : Règlement sur la radioprotection)

Remarque 1 :La « dose efficace » est une mesure du préjudice total, ou risque, dû à l’exposition aux rayonnements ionisants. Si l’exposition à différents organes ou tissus n’est pas uniforme (comme c’est le cas lorsque les radionucléides sont déposés dans le corps), on utilise le concept de dose efficace. L’idée de base est d’exprimer le risque attribuable à l’exposition d’un seul organe ou tissu en termes de risque équivalent à l’exposition du corps entier. L’unité de mesure de la dose efficace est le sievert.

Remarque 2 :La « dose équivalente  » et la « dose efficace » sont des grandeurs de protection utilisées pour montrer comment la radioexposition peut affecter le corps humain. Elles précisent les valeurs de dose qui découlent de la dose absorbée par le corps afin de maintenir les effets stochastiques sur la santé sous les niveaux acceptables et d’éviter toute réaction des tissus. La dose efficace permet de tenir compte de ces différences et de la façon dont l’exposition peut affecter l’ensemble du corps.

Remarque 3 : Facteur de pondération s’entend du facteur de pondération tissulaire, lequel tient compte des différentes sensibilités aux rayonnements des organes et des tissus. Par exemple, la moelle osseuse est beaucoup plus radiosensible que les tissus musculaires ou nerveux. La dose efficace correspond à la somme des doses équivalentes pour chaque organe ou tissu multipliée par le facteur de pondération tissulaire approprié.

$E=\sum _T^{}{w}_T\sum _R^{}{w}_R{D}_{T,R}$

La valeur w_T constitue le facteur de pondération tissulaire où ∑w_T = 1. La somme est applicable à tous les organes et tissus visés par la définition de E.

Remarque 4 : On ne peut utiliser uniquement la dose absorbée pour estimer le risque, car les effets du rayonnement dépendent aussi a) du type de rayonnement, b) de la répartition de l’absorption d’énergie dans le temps et l’espace dans le corps humain et c) de la radiosensibilité des tissus ou organes exposés.

OU

S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection.

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

Voir aussi dose absorbée, dose équivalente.

Données sur une dose de rayonnement individuelle mesurée par un service de dosimétrie autorisé, puis communiquée au Fichier dosimétrique national.

Produit, exprimé en sieverts, de la dose absorbée d’un type de rayonnement figurant à la colonne 1 de l’annexe 2 par le facteur de pondération figurant à la colonne 2.

(Sources : Règlement sur la radioprotection, Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015]))

Remarque 1 : La « dose équivalente  » et la « dose efficace » sont des grandeurs de protection utilisées pour montrer comment la radioexposition peut affecter le corps humain. Elles précisent les valeurs de dose qui découlent de la dose absorbée par le corps afin de maintenir les effets stochastiques sur la santé sous les niveaux acceptables et d’éviter toute réaction des tissus. La dose équivalente (produit de la multiplication du type de rayonnement par son facteur de pondération radiologique) permet de rendre compte de l’ampleur des dommages causés, peu importe le type de rayonnement. Les valeurs (en sieverts) de dose équivalente à un tissu ou un organe particulier de tout type de rayonnement peuvent être comparées directement.

Remarque 2 : Facteur de pondération s’entend du facteur de pondération radiologique. La dose équivalente est la dose de rayonnement pondérée dans un organe ou un tissu. Cette valeur est basée sur la dose moyenne absorbée, D_T,R, attribuable au rayonnement de type R et dont la moyenne est établie en fonction du volume d’un organe ou d’un tissu spécifique et définit par la formule suivante :

$H_T=\sum _R^{}{w}_R{D}_{T,R}$

Remarque 3 : On ne peut utiliser uniquement la dose absorbée pour estimer le risque, car les effets du rayonnement dépendent aussi a) du type de rayonnement, b) de la distribution de l’absorption d’énergie dans le temps et l’espace dans le corps humain et c) de la radiosensibilité des tissus ou organes exposés.

Voir aussi dose absorbée, dose efficace.

Appareil qu’une personne porte sur elle et qui permet de mesurer la dose de rayonnement qu’elle reçoit. (Source : Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement)

OU

Appareil qui est conçu pour mesurer la dose de rayonnement et que porte la personne. (Source : Règlement sur la radioprotection)

Remarque :Les types courants incluent notamment les dosimètres thermoluminescents et les dosimètres à luminescence stimulée optiquement.

Type de dosimètre utilisé pour surveiller l’exposition au rayonnement. Cet appareil calcule l’exposition au rayonnement ionisant en mesurant l’intensité de la lumière visible émise par un cristal dans le détecteur sous l’effet de la chaleur. L’intensité de la lumière produite dépend de l’exposition au rayonnement.

Voir types de dosimétrie.

Voir types de dosimétrie.

Ensemble intégré d’arguments et d’éléments probants destinés à démontrer que l’installation est sûre et et qu’elle satisfait à toutes les exigences réglementaires applicables. Le dossier de sûreté comprend habituellement une évaluation de la sûreté, mais il pourrait aussi comprendre des renseignements (comme des preuves à l’appui et des raisonnements) sur la robustesse et la fiabilité de l’évaluation de la sûreté et des hypothèses qui y sont avancées.

Les renseignements fournis avec la demande de permis de construction, y compris les documents auxquels la demande fait référence, constitueront le dossier de sûreté pour la construction dès qu’ils auront été approuvés par la CCSN.

Mécanisme permettant d’assurer le suivi de questions de sûreté qui touchent l’ensemble de la catégorie d’installations et qui ont été choisies par la Commission parce qu’elles nécessitent que le titulaire de permis prenne des mesures correctives dans des délais raisonnables.

Dans le contexte de la sécurité, début d’une poursuite immédiate visant à établir le plus rapidement possible un contact avec le ou les responsables d’un incident afin de neutraliser l’incident par le confinement, l’arrestation physique ou le recours au niveau de force approprié.

Voir déploiement rapide immédiat.

distance source-peau

Voir domaine de sûreté et de réglementation.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe la tenue à jour de l’analyse de la sûreté appuyant le dossier général de sûreté de l’installation. Une analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers possibles associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée. L’analyse de la sûreté sert à examiner les mesures et les stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine qui englobe les activités ayant une incidence sur l’état physique des structures, systèmes et composants afin de veiller à ce qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes qui assurent la disponibilité de l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsque l’équipement doit servir. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de contrôle (DSR) lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des structures, systèmes et composants à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations qui apparaissent au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui engloble un examen global de la mise en œuvre des activités autorisées ainsi que des activités qui permettent un rendement efficace. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe les programmes reliés à l’emballage et au transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation autorisée. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de contrôle (DSR) qui e nglobe les programmes et les activités nécessaires au succès de la mise en œuvre des obligations découlant des accords relatifs aux garanties du Canada et de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) ainsi que de toutes les mesures dérivées du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe les activités permettant d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans les secteurs de travail pertinents et qu’ils possèdent les connaissances, les compétences, les procédures et les outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de contrôle (DSC) qui englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des opérations de l’installation jusqu’à ce que les déchets en soient retirés puis transportés vers une installation distincte de gestion des déchets. Il englobe également la planification du déclassement. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe les plans de mesures d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence qui doivent être en place pour permettre de faire face aux urgences et aux conditions inhabituelles. Il comprend également tous les résultats de la participation aux exercices. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de contrôle (DSR) qui englobe la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit permettre de faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes soient surveillés, contrôlés et maintenus au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA). Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis, les ordres ou les exigences visant l’installation ou l’activité. Il s’agit d’un des 14 DSR du cadre des DSR de la CCSN.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe le cadre établissant les processus et les programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté, surveille continuellement son rendement par rapport à ces objectifs et favorise une culture axée sur la santé et la sûreté. Il s’agit d’un des 14 DSR du Cadre des DSR de la CCSN.

Voir dosimètre thermoluminescent.

Capacité d’une chose, d’une action, d’une activité ou d’un processus à être maintenu indéfiniment. (Source : Loi fédérale sur le développement durable)

Période allant du fonctionnement initial à la mise hors service finale d’une structure, d’un système ou d’un composant.