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

Voir dose efficace.

Énergie atomique du Canada limitée

Voir état d’arrêt garanti.

Voir échantillonneur d’air personnel.

équipement d’atténuation en cas d’urgence

Eau souterraine interceptée par des pompes pour l’empêcher de s’écouler dans des exploitations à ciel ouvert ou dans les ouvrages souterrains d’une mine.

Les eaux de pêche canadiennes.

(Source : Loi sur les pêches)

Différence entre la quantité de matière nucléaire d’un lot, déclarée par la zone de bilan matières (ZBM) expéditrice, et la quantité mesurée par la zone de bilan matières destinataire (ZBM).

Échantillonneur d’air constitué d’un porte-filtre et d’une pompe à vide à piles qui est porté par le travailleur dans le but d’estimer les concentrations de radionucléides dans l’air respirable qui l’entoure.

Échantillonneur d’air, constitué d’un porte-filtre et d’une pompe à vide, qui est installé dans une zone de travail dans le but d’estimer les concentrations de radionucléides dans l’air ambiant.

Échelle à sept niveaux utilisée pour classer rapidement et uniformément les évènements nucléaires selon leur importance pour la sûreté.

Voir évaluation environnementale.

Nombre minimal de travailleurs qualifiés qui doivent être présents en tout temps pour assurer l’exploitation sûre de l’installation nucléaire et fournir une capacité d’intervention adéquate en cas d’urgence.

Effet du rayonnement sur la santé pour lequel un seuil de dose existe généralement au‑delà duquel la gravité des effets est fonction de la dose.

Faible changement des conditions qui peut entraîner une augmentation catastrophique de la sévérité des conséquences.

Remarque : Un effet de falaise peut être causé par des changements dans les caractéristiques de l’environnement, de l’événement ou de la façon dont une installation réagit. Aussi appelé effet falaise.

Un effet où le rapport de cause à effet n’a pas d’effets intermédiaires.

Changements nets dans les caractéristiques d’une structure, d’un système ou d’un composant qui surviennent au fil du temps ou de l’utilisation et qui sont dus aux mécanismes de vieillissement.

Toute modification de l'environnement, négative ou bénéfique, résultant totalement ou partiellement d'une installation ou d'une activité autorisée, y compris :

1. les changements qu'une activité, une substance, un équipement, une installation ou un renseignement réglementé risque de causer à l'environnement, à une espèce sauvage inscrite, à son habitat essentiel ou à la résidence des individus de cette espèce, au sens du paragraphe 2(1) de la Loi sur les espèces en péril
2. les effets des changements mentionnés au point a) :
   • sur la santé et les conditions socioéconomiques
   • sur le patrimoine physique et culturel
   • sur l'usage courant des terres et des ressources à des fins traditionnelles par les Autochtones
   • sur une construction, un emplacement ou une chose d'importance en matière historique, archéologique, paléontologique ou architecturale que les modifications ou les effets aient lieu au Canada ou à l'étranger.

OU

En ce qui a trait à une évaluation environnementale en vertu de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale (2012) (LCEE 2012), les effets environnementaux prévus à l'article 5 [de cette loi]. (Source : LCEE 2012)

Remarque : L'article 5 de la LCEE 2012 décrit les effets environnementaux comme suit :

1. Pour l'application de la présente loi, les effets environnementaux qui sont en cause à l'égard d'une mesure, d'une activité concrète, d'un projet désigné ou d'un projet sont les suivants :
   1. les changements qui risquent d'être causés aux composantes ci-après de l'environnement qui relèvent de la compétence législative du Parlement :
      1. les poissons et leur habitat, au sens du paragraphe 2(1) de la Loi sur les pêches,
      2. les espèces aquatiques au sens du paragraphe 2(1) de la Loi sur les espèces en péril,
      3. les oiseaux migrateurs au sens du paragraphe 2(1) de la Loi de 1994 sur la convention concernant les oiseaux migrateurs,
      4. toute autre composante de l'environnement mentionnée à l'annexe 2;
   2. les changements qui risquent d'être causés à l'environnement, selon le cas :
      1. sur le territoire domanial,
      2. dans une province autre que celle dans laquelle la mesure est prise, l'activité est exercée ou le projet désigné ou le projet est réalisé,
      3. à l'étranger;
   3. s'agissant des peuples autochtones, les répercussions au Canada des changements qui risquent d'être causés à l'environnement, selon le cas :
      1. en matière sanitaire et socio-économique,
      2. sur le patrimoine naturel et le patrimoine culturel,
      3. sur l'usage courant de terres et de ressources à des fins traditionnelles,
      4. sur une construction, un emplacement ou une chose d'importance sur le plan historique, archéologique, paléontologique ou architectural.
2. Toutefois, si l'exercice de l'activité ou la réalisation du projet désigné ou du projet exige l'exercice, par une autorité fédérale, d'attributions qui lui sont conférées sous le régime d'une loi fédérale autre que la présente loi, les effets environnementaux comprennent en outre :
   1. les changements - autres que ceux visés aux alinéas (1)a) et b) - qui risquent d'être causés à l'environnement et qui sont directement liés ou nécessairement accessoires aux attributions que l'autorité fédérale doit exercer pour permettre l'exercice en tout ou en partie de l'activité ou la réalisation en tout ou en partie du projet désigné ou du projet;
   2. les répercussions - autres que celles visées à l'alinéa (1)c) - des changements visés à l'alinéa a), selon le cas :
      1. sur les plans sanitaire et socio-économique,
      2. sur le patrimoine naturel et le patrimoine culturel,
      3. sur une construction, un emplacement ou une chose d'importance sur le plan historique, archéologique, paléontologique ou architectural.
3. Le gouverneur en conseil peut, par décret, modifier l'annexe 2 pour y ajouter ou en retrancher toute composante de l'environnement.

Effet environnemental secondaire qui résulte d’un changement qu’un projet peut faire subir à l’environnement. Dans les rapports de causalité, l’effet indirect occupe un rang moindre que l’activité de projet.

Voir effet déterministe.

Effet sur la santé physique d’une personne exposée au rayonnement.

Effet sur la santé induit par le rayonnement, dont la probabilité d’occurrence est fonction de la dose de rayonnement et dont la gravité (si elle survient) est indépendante de la dose.

Remarque : Les effets stochastiques peuvent être somatiques ou héréditaires et se produisent généralement sans seuil de dose. Le cancer et la leucémie en sont des exemples.

Rejet d’origine hydrique d’une substance dangereuse ou nucléaire dans l’environnement.

Remarque : Cette définition diffère de celle énoncée dans la norme N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium  [3], qui définit un effluent comme « les contaminants rejetés dans l’environnement (tout aussi bien dans l’eau que dans l’air) par suite d’une activité autorisée durant l’exploitation normale ». Voir aussi émission.

Par létalité aiguë, on entend que l’effluent, à une concentration de 100 %, tue plus de 50 % des organismes d’essai qui y sont soumis pendant une période de 96 heures, lorsqu’il est testé conformément à la méthode d’essai de létalité aiguë appropriée précisée ci-dessous :

Lorsque la salinité de l’effluent est :

1. inférieure à dix parties par mille et que l’effluent est rejeté dans des eaux douces, la méthode d’essai spécifiée est la méthode de référence SPE 1/RM/13 [1] et — le cas échéant — elle est utilisée conjointement avec la procédure de stabilisation du pH SPE 1/RM/50 [2].
2. égale ou supérieure à dix parties par mille et que l’effluent est rejeté dans des eaux marines, la méthode d’essai spécifiée est la méthode de référence SPE 1/RM/10 [3].

Références :

1. Méthode d’essai biologique : essai de létalité aiguë d’effluents sur la truite arc-en-ciel (Méthode de référence SPE 1/RM/13, deuxième édition), décembre 2000 (avec modifications de mai 2007), publiée par le ministère de l’Environnement, avec ses modifications successives.
2. Procédure de stabilisation du pH pendant un essai de létalité aiguë d’un effluent d’eau usée chez la truite arc-en-ciel (SPE 1/RM/50), mars 2008, publié par le ministère de l’Environnement, avec ses modifications successives.
3. Méthode d’essai biologique : Reference Method for Determining Acute Lethality Using Threespine Stickleback (en anglais seulement) [SPE 1/RM10, deuxième édition], décembre 2017, publié par le ministère de l’Environnement, avec ses modifications successives.

Voir étude d’impact environnemental.

Voir événement initiateur hypothétique.

examen intégrée de la sûreté; voir bilan périodique de la sûreté.

Voir enveloppe limite d’exploitation.

Unité d’énergie employée en physique des rayonnements. Un eV correspond à l’énergie accumulée par un électron lorsqu’il passe par une différence de potentiel d’un volt. 1 eV = 1,6 x 10^‑19 joules.

En ce qui a trait à la comptabilisation et à la déclaration des matières nucléaires, unité de renseignement contenue dans un document sur les zones de bilan matières.

Élément chimique dont le numéro atomique est supérieur à 92 (numéro atomique de l’uranium).

Voir évacuation.

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

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

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

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

Rejet atmosphérique d’une substance dangereuse ou nucléaire dans l’environnement. Une émission peut comprendre des sources ponctuelles, des émissions fugitives ou des sources diffuses. Voir aussi effluent.

Dans le domaine des installations nucléaires, zone où une ou plusieurs installations nucléaires et toutes les structures et systèmes de soutien connexes sont situés. Voir aussi zone d’exclusion.

En ce qui concerne les garanties, voir aussi site.

OU

Dans le domaine des substances nucléaires et des appareils à rayonnement, salle, zone, enceinte, terrain ou base d’exploitation que le titulaire de permis occupe pour l’utilisation ou le stockage de substances nucléaires pendant plus de 90 jours consécutifs par année civile. L’emplacement peut être indiqué par une adresse postale ou par des coordonnées GPS (global positioning system).

Tout endroit, excluant une installation, où des matières nucléaires sont habituellement utilisées en des quantités égales ou inférieures à un kilogramme effectif et qui est soumis à la comptabilisation et à la déclaration complètes des matières nucléaires.

Travail exécuté par le titulaire d’un poste ou par un groupe de titulaires d’un poste qui exécutent sensiblement les mêmes fonctions et tâches, et doivent posséder des connaissances, compétences et attributs liés à la sûreté similaires pour exécuter ces tâches.

Voir évaluation de la menace et du risque.

Conditions pour lesquelles un signal d’activation ou de conditionnement est approché mais pas atteint, en raison de la faible amplitude de l’événement initiateur ou des interventions d’autres procédés ou systèmes de sûreté.

Structures et composants qui offrent une barrière de rétention de la pression pour empêcher ou limiter la libération de matières radioactives qui pourraient s’échapper d’un réacteur nucléaire. Aussi appelé enveloppe de confinement.

Voir confinement.

essais non destructifs. Voir aussi Organisme de certification national (OCN) en essais non destructifs (END).

Outil d’inspection composé d’un tube optique rigide ou flexible, que l’on introduit dans les trous et les cavités. Il est constitué d’une lentille placée à l’avant d’un long tube contenant des relais d’image et d’illumination.

Toute forme d’énergie provenant de la fission ou de la fusion nucléaires ou de toute autre transmutation nucléaire.

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

S’entend d’une dose de rayonnement reçue d’une substance nucléaire par un organe ou un tissu durant les 50 années suivant l’incorporation de la substance dans le corps d’une personne qui a 18 ans ou plus ou durant la période commençant à son incorporation et se terminant à l’âge de 70 ans, dans le cas où elle est incorporée dans le corps d’une personne qui a moins de 18 ans.

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

Voir programme de formation.

Regroupement logique de tâches relativement contigus visant la réalisation d’une phase particulière d’un projet. Par exemple, lors d’un projet de déclassement, le retrait d’un composant spécifique (y compris, s’il y a lieu, sa décontamination, son démontage et son transfert à une zone d’isolement des déchets) peut constituer un « ensemble de travaux ».

Voir cote de rendement.

Point de rencontre entre le labyrinthe d’entrée et la salle de traitement dans laquelle se trouve l’équipement réglementé de catégorie II.

Activités organisées, d’ordre administratif et technique, pour maintenir en bon état de marche l’équipement réglementé de catégorie II et les appareils à rayonnement, ainsi que les structures, les systèmes et les composants.

Remarque : Pour une centrale nucléaire, l’entretien comprend les réparations.

OU

S'agissant d'appareils à rayonnement, toute mesure de maintenance les concernant, y compris leur installation, réparation et démantèlement, à l'exclusion des mesures suivantes :

1. celles consistant en des opérations courantes, mentionnées dans le manuel de fonctionnement du fabricant à l'égard de l'appareil
2. celles autorisées dans le permis délivré relativement à la possession ou à l'exploitation de l'appareil

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

OU

Entretien d'équipement réglementé de catégorie II, y compris l'installation, les réparations et le démantèlement, autres que ceux constituant des opérations courantes qui sont :

1. soit mentionnées dans le manuel de fonctionnement du fabricant à l'égard de l'équipement;
2. soit autorisées dans le permis délivré relativement à la possession ou à l'exploitation de l'équipement.

(Source : Règlement sur les installations nucléaires et l'équipement réglementé de catégorie II)

Remarque : On qualifie d'entretien l'installation ou le remplacement d'une source scellée, ainsi que toute réparation qui pourrait exposer la source, réduire le blindage qui l'entoure ou influer sur les commandes d'entraînement de la source pour utilisation en radiothérapie.

Série d’étapes ordonnées visant à dégager les fonctions, les défaillances fonctionnelles et les modes de défaillance dominants de systèmes et de sous-systèmes, à établir un ordre de priorité et à sélectionner des tâches d’entretien préventif pertinentes pour traiter les modes de défaillance catégorisés.

Entretien planifié et réalisé après avoir détecté ou diagnostiqué la dégradation d’une structure, d’un système ou d’un composant, mais avant qu’une défaillance ne se produise. Voir aussi entretien prédictif.

Mesures qui, au moyen de la réparation, de la remise en état ou du remplacement, restaurent la capacité d’une structure, d’un système ou d’un composant défaillant afin qu’il remplisse sa fonction dans les limites des critères d’acceptation.

Voir entretien périodique.

Possession d’appareils à rayonnement à des fins d’entretien, d’installation ou de démontage. Désigne un type d’utilisation.

Forme d’entretien préventif pour les structures, les systèmes et les composants, qui est constitué de l’entretien ordinaire, du remplacement des pièces, de la surveillance ou des essais à intervalles déterminées de durée calendrier, de durée de fonctionnement ou de nombre de cycles. Aussi appelé entretien en fonction de la durée.

Forme d’entretien préventif qui comprend une remise à neuf ou un remplacement et qui est prévu et réalisé avant qu’il y ait dégradation inacceptable d’une structure, d’un système ou d’un composant.

Forme d’entretien préventif réalisé en permanence ou à intervalles et qui est déclenché par l’état observé dans le but de contrôler l’état, de diagnostiquer les défaillances ou d’établir les tendances relativement aux indicateurs d’état d’une structure, d’un système ou d’un composant. Les résultats révèlent la capacité fonctionnelle actuelle et future ou déterminent le contenu et l’échéancier de l’entretien planifié. Aussi appelé entretien basé sur l’état constaté.

Mesures permettant de détecter, de prévenir ou d’atténuer la dégradation d’une structure, d’un système ou d’un composant en état de fonctionnement afin de soutenir ou de prolonger sa vie utile en maintenant la dégradation et les défaillances à un niveau acceptable. L’entretien préventif peut être périodique, planifié ou prédictif. Aussi appelé maintenance préventive.

Entretien réalisé sur l’équipement conformément à une durée d’utilisation définie (prédéfinie) ou une certaine période d’exploitation.

Entrevue réalisée par un enquêteur qualifié qui représente le titulaire de permis; l’information est recueillie pour confirmer ou rejeter des renseignements défavorables.

Gamme des conditions et des événements (y compris les conditions additionnelles de dimensionnement) explicitement prises en compte dans la conception d’une installation nucléaire, de manière que les rejets radioactifs importants soient pratiquement éliminés par le fonctionnement prévu des systèmes fonctionnels et de contrôle, des systèmes de sûreté, des systèmes de soutien en matière de sûreté et des caractéristiques de conception complémentaires.

Voir enveloppe de conception.

Structure, sans ouvertures ni pénétrations, qui empêche le rejet de substances radioactives hors de l’espace confiné.

Remarque 1 : Pour les petits réacteurs et les réacteurs de recherche, le confinement ou l’enveloppe de confinement correspond à l’enveloppe de confinement d’un réacteur de puissance, mais sans capacité importante de rétention de la pression.

Remarque 2 : Pour l’emballage et le transport des substances nucléaires, l’isolement s’entend de la préservation de la sûreté en matière de criticité, et le confinement veut dire contenir et limiter le rejet de matières nucléaires.

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

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

OU

Voir structure de confinement.

En ce qui a trait à la planification du déclassement, partie ou zone définnissable d’une installation qui est suffisament éloignée ou autrement indépendante des autres parties ou zones afin que l’approche stratégique adoptée pour son déclassement puisse être planifiée de façon relativement indépendante. Par exemple, les zones de traitement, d’administration et de gestion des déchets peuvent se trouver dans des enveloppes de planification relativement indépendantes.

Ensemble de paramètres de conception de l’installation et de caractéristiques de l’emplacement qui établissent une série de valeurs limitatives pour toute conception d’installation susceptible d’être présentée pour l’emplacement et qui permet d’évaluer les incidences environnementales et l’emplacement. Remarque : La conception retenue doit cadrer avec l’enveloppe limitative.

Enveloppe d’un appareil, d’une structure, d’un système ou d’un composant sous pression faisant partie d’un système nucléaire ou non nucléaire.

Remarque : Cette définition s’applique aux composants assujettis à l’enregistrement en vertu de la législation applicable sur les chaudières et les appareils sous pression.

Supposition utilisée pour une analyse déterministe de sûreté qui suppose que, avant l’accident hypothétique, la centrale était exploitée pendant que certains des paramètres d’exploitation importants étaient à leur limite de sûreté, alors que certains modèles utilisés pour décrire l’événement peuvent être prudents. Remarque : L’ELE ne signifie pas nécessairement qu’il s’agit d’un état de fonctionnement de centrale impossible. Cependant, selon le nombre et la nature des hypothèses prudentes posées dans l’analyse de l’événement, cet événement peut devenir hautement improbable, si ce n’est physiquement impossible.

Ensemble des conditions et des éléments naturels de la Terre, notamment :

1. le sol, l’eau et l’air, y compris toutes les couches de l’atmosphère;
2. toutes les matières organiques et inorganiques ainsi que les êtres vivants;
3. les systèmes naturels en interaction qui comprennent les éléments visés aux alinéas a) et b).

(Source : Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012])

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

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

Voir couche de demi-atténuation.

équipement de protection individuelle

équipement de protection individuelle contre les rayonnements

Méthode indirecte de contrôle de contamination qui consiste à prélever un échantillon en frottant une surface suspecte et à mesurer les substances nucléaires recueillies dans l’échantillon.

En ce qui a trait aux sources scellées (y compris celles contenues dans l’équipement réglementé) ou aux substances nucléaires utilisées comme blindage, méthode de vérification de l’intégrité de l’encapsulation de la source scellée ou permettant de s’assurer que la substance nucléaire utilisée comme blindage ne peut pas être enlevée facilement de la surface de ce blindage.

examen de la préparation aux situations d’urgence

Voir étude probabiliste de sûreté.

Équipement utilisé conformément à un accord relatif aux garanties.

(Source : Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires)

Comprend les armes à feu, les articles et les dispositifs prohibés et à autorisation restreinte qu’un titulaire de permis ne peut acquérir que sous l’autorité de la CCSN agissant à titre d’agence de services publics en vertu du Règlement sur les armes à feu des agents publics pris en application de la Loi sur les armes à feu.

Tout équipement nucléaire contrôlé et ses pièces et ses composants mentionnés à l’annexe.

(Source : Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire )

Voir aussi articles à caractère nucléaire et articles à double usage dans le secteur nucléaire.

Équipement visé à l'article 20.

(Source : Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires)

Remarque 1 : En vertu de l'article 20, sont désignés comme de l'équipement réglementé pour l'application de la LSRN :

1. les colis, les matières radioactives sous forme spéciale, les matières radioactives faiblement dispersables, les matières radioactives fissiles exceptées, les matières radioactives ayant une valeur de base pour un radionucléide ne figurant pas au Règlement de l'AIEA et les appareils ou objets ayant une autre limite d'activité pour un envoi exempté au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur l'emballage et le transport des substances nucléaires (2015);
2. les appareils à rayonnement et les sources scellées au sens de l'article 1 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement;
3. l'équipement réglementé de catégorie II au sens de l'article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et l'équipement réglementé de catégorie II ;
4. l'équipement qui peut servir à concevoir, produire, utiliser, faire fonctionner ou entretenir des armes nucléaires ou des engins explosifs nucléaires.

Remarque 2  : Aux fins de l'application de la LSRN, l'équipement réglementé englobe l'ensemble de l'équipement nucléaire contrôlé en ce qui a trait à l'importation et à l'importation de cet équipement Voir aussi équipement nucléaire contrôlé.

Selon le cas :

1. irradiateur qui utilise plus de 10¹⁵ Bq d'une substance nucléaire;
2. irradiateur dont le blindage ne fait pas partie de l'irradiateur et qui est conçu pour produire une dose de rayonnement à un débit dépassant 1  cGy/min à une distance de 1 m;
3. appareil de téléthérapie à source radioactive;
4. accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l'énergie nucléaire et dont l'énergie de faisceau est inférieure à 50 MeV pour des faisceaux de particules de masse égale ou inférieure à 4 unités de masse atomique;
5. accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l'énergie nucléaire et dont l'énergie de faisceau est égale ou inférieure à 15 MeV par unité de masse atomique pour des faisceaux de particules de masse supérieure à 4 unités de masse atomique;
6. appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé.

(Source : Règlement sur les installations nucléaires et l'équipement réglementé de catégorie II)

Remarque : cGy/min signifie centigray par minute et MeV correspond à mégaélectron volt.

Équipement et instruments qui ne font pas partie de la conception originale de la centrale, mais qui servent de dispositif supplémentaire pour atténuer les conséquences d’un accident. L’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) en est un exemple.

Remarque : L’utilisation de l’EAU est décrite dans les Lignes directrices pour l’EAU (LDEAU).

Voir évaluation des risques environnementaux.

Évaluation des menaces et des risques dans le choix de l’emplacement

Action humaine inappropriée ou inadéquate, y compris l’omission d’agir lorsqu’il y a lieu, pouvant découler de problèmes au niveau du déroulement, du moment, des connaissances, des interfaces, des procédures et d’autres sources.

entièrement satisfaisant; voir cote de rendement

évaluation des séquences d’accident de criticité

évaluation de sûreté-criticité nucléaire

Personne (en règle générale un membre du personnel ou un garde de sécurité nucléaire) qui est autorisée par la Commission et le titulaire de permis à entrer dans la zone protégée ou la zone intérieure d’une installation nucléaire et qui est désignée pour accompagner les personnes que le titulaire de permis autorise à entrer avec escorte dans la zone. Celle-ci est chargée de contrôler en tout temps leurs activités.

OU

Toute personne chargée d’accompagner un envoi de matières nucléaires afin d’assurer sa protection contre les risques de compromission ou d’attaque.

Pour une centrale nucléaire, observation ou mesure des indicateurs de l’état ou indicateurs de fonctionnement dans des conditions contrôlées, visant à vérifier que le rendement actuel d’une structure, d’un système ou d’un composant est conforme aux critères d’acceptation.

Étude de tous les organismes vivants visant à mesurer les effets d’une substance, d’un facteur ou d’une condition en comparant l’exposition avant et après ou d’autres données.

Remarque : Lorsqu’il est question de l’exposition aux rayonnements des humains uniquement, il s’agit de toute procédure utilisée pour déterminer la nature, l’activité, l’emplacement ou la rétention des radionucléides dans le corps par mesure directe (in vivo) ou par analyse indirecte (in vitro) de la matière excrétée ou retirée du corps. L’essai biologique in vivo est aussi appelé essai biologique par mesure directe; l’essai biologique in vitro est aussi appelé essai biologique par mesure indirecte.

Tout essai biologique qui comprend le prélèvement et l’analyse d’échantillons ou la prise de mesures sur le corps à intervalles réguliers ou à des moments prédéterminés durant les opérations normales.

Voir essai biologique.

Voir essai biologique.

Voir essai biologique.

Voir essai biologique.

Voir essai biologique.

Voir essai biologique spécial.

Essai biologique effectué dans le cadre d’une intervention ponctuelle à la suite de circonstances particulières, comme une incorporation réelle ou présumée de matières radioactives causée par un incident anormal sur les lieux de travail. Aussi appelé essai biologique ponctuel; biodosage spécial.

Mesure de la quantité d’iode radioactif dans le corps pour déterminer la dose efficace engagée.

Essai servant à vérifier qu’unestructure, un système ou un composant est apte à remplir la fonction pour laquelle il a été conçu.

Essais, avant la mise en service, visant à démontrer que les structures, systèmes et composants fonctionnent conformément à leurs caractéristiques de conception.

Essai effectué en vue de déterminer si un système respecte les critères d’acceptation spécifiés.

En ce qui a trait à la sûreté-criticité nucléaire, l’extrapolation de données à partir de mesures périodiques non destructives des propriétés chimiques et physiques d’un anneau de Raschig de référence, ainsi qu’à partir de certaines propriétés du réservoir, dans le but de prévoir les changements dans les propriétés mesurées qui surviendront avec le temps.

Processus servant à vérifier, à partir d’une entrée de précision connue, qu’un modèle, un instrument ou un circuit produit la donnée de sortie attendue.

État sous-critique du réacteur présentant une marge définie pour éviter un retour à la criticité sans intervention externe.

Voir aussi état d’arrêt garanti, état d’arrêt sûr.

État d’un réacteur dont la réactivité négative est suffisante pour assurer la sous-criticité en cas de défaillance d’un système fonctionnel et pour que des mesures de protection administratives (c.-à-d. les garanties d’arrêt du réacteur) approuvées par le responsable principal des opérations et acceptées par la CCSN, sont en place pour prévenir un retrait net de la réactivité négative. Voir aussi état d’arrêt, état d’arrêt sûr.

État où l’installation n’est pas opérationnelle et où les fonctions de sûreté fondamentales peuvent être assurées et maintenues dans un état stable à long terme. Dans le contexte des réacteurs nucléaires, l’état d’arrêt sûr est caractérisé par la sous-criticité du réacteur et le refroidissement du cœur. Dans le contexte des installations, il s’agit d’une situation où les rejets radioactifs sont dans les limites établies et l’intégrité des barrières visant à empêcher ces rejets est maintenue.

Voir états de fonctionnement.

États où la centrale est en mode normal d’exploitation ou en exploitation à la suite d’un incident de fonctionnement prévu.

Le composant est dans un état tel que sa performance est réduite, mais sa dégradation n’est pas suffisante pour qu’il soit déclaré indisponible selon les critères de réussite précisés.

Configuration de composants d'une installation dotée d'un réacteur, y compris les états physiques et thermodynamiques des matériaux et leur contenu en fluides de traitement.

Remarque : En ce qui a trait à la conception d'une installation dotée d'un réacteur, une centrale se trouve dans l'un des états suivants : exploitation normale, incident de fonctionnement prévu, accident de dimensionnement ou accident hors dimensionnement. Tel qu'indiqué dans la figure 1, les accidents graves et les conditions additionnelles de dimensionnement constituent un sous-ensemble des accidents hors dimensionnement.

Remarque : Les exploitants de réacteurs non producteurs de puissance utilisent le terme état du réacteur.

Voir état de la centrale.

État d’énergie d’un électron ou noyau dont le niveau d’énergie est plus élevé que celui de l’état fondamental.

En ce qui a trait au déclassement, état physique, chimique et radiologique d’une installation, une fois le programme de déclassement terminé.

Remarque : Lorsque le programme comporte des phases distinctes, il faudrait définir les objectifs d’état final intérimaire de chaque phase.

État de plus basse énergie et le plus stable d’un électron.

Condition dans laquelle se trouve un article lorsqu’il a été trouvé, reçu, inspecté ou désigné prêt à être utilisé, et avant qu’il fasse l’objet de travaux correctifs (p. ex. nettoyage, calibration, ajustement, entretien, réparation ou réfection).

État dans lequel le combustible dans le cœur ou la piscine de combustible irradié est immergé dans l'eau, la réactivité est contrôlée pour demeurer dans un état sous-critique et l'évacuation à long terme de la chaleur de désintégration du combustible est assurée et maintenue.

En ce qui concerne les échantillons d’haleine, personne qualifiée pour utiliser un instrument approuvé. Aussi appelé « technicien qualifié ». Voir aussi instrument approuvé.

Dans le domaine de la comptabilisation des matières nucléaires, numéro à trois ou à quatre chiffres utilisé pour identifier sans ambiguïté des renseignements (par exemple, des matières dangereuses).

Utilisation sur le terrain de substances nucléaires à des fins industrielles, environnementales ou de recherche autres que celles d’études à partir de traceurs souterrains.

Document technique détaillé préparé par le promoteur d’un projet désigné assujetti à une évaluation en vertu de la [Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)]. L’étude d’impact environnemental précise les effets environnementaux négatifs potentiels d’un projet désigné, y compris les effets cumulatifs, les mesures proposées pour atténuer ces effets et la détermination quant à savoir si le projet désigné est susceptible d’entraîner des effets environnementaux négatifs importants. (Source : Glossaire des praticiens pour l’évaluation environnementale des projets désignés en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012] [2])

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

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

Terme couramment utilisé au Canada, mais aussi parfois appelé évaluation probabiliste de la sûreté et analyse probabiliste de la sûreté.

Administration de sources non scellées (substances nucléaires) à un sujet humain ou irradiation externe d’un sujet humain à des fins non liées à des soins de santé; comprend le traitement de produits radiopharmaceutiques et les analyses de laboratoire qui font partie de la recherche sur les humains.

Voir électronvolt.

Mise en place ou enfouissement de déchets radioactifs sans intention de les récupérer. Aussi appelé élimination.

Personne qualifiée qui, dans le cadre d’un exercice ou d’un entraînement d’urgence, observe, évalue et commente les gestes des intervenants d’urgence en fonction de critères de rendement prédéfinis.

Processus et résultat de l’évaluation systématique des mesures de protection et de sûreté visant à quantifier les mesures de rendement pour les comparer aux critères.

Remarque : L’évaluation est différente de l’analyse. Elle vise à fournir de l’information qui permettra de décider si quelque chose est satisfaisant ou non. Pour y parvenir, on peut se servir de divers types d’analyses. L’évaluation peut donc comporter un certain nombre d’analyses.

Évaluation conçue pour établir des prévisions limites ou des cas les plus défavorables, d’après une simplification des processus simulés ou l’utilisation de limites de données (par exemple, précipitations maximales possibles ou limites de solubilité thermodynamique).

Activités de vérification se limitant surtout à l’examen des documents et des rapports des titulaires de permis. Ces documents comprennent notamment les rapports techniques trimestriels, les rapports de conformité annuels, les rapports spéciaux ainsi que la documentation relative à la conception, à l’analyse de la sûreté, aux programmes et aux procédures.

Évaluation périodique de la culture de sûreté qui fait appel à un cadre et à une méthode prédéfinis pour la collecte des données, leur analyse, leur interprétation et leur communication.

Évaluation visant à déterminer la qualité du système de protection physique – existant ou proposé – dans un site à sécurité élevée, du point de vue :

1. de son efficacité à prévenir tout acte intentionnel qui pourrait constituer une menace pour la sécurité du site
2. des faiblesses qu’il pourrait comporter et dont on pourrait tirer partie

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

En ce qui a trait aux programmes de fiabilité, analyse fondée sur les objectifs et les estimations initiaux habituellement effectuée à la centrale, afin de fournir des renseignements sur l’expérience d’exploitation et de cerner les mesures correctives requises.

Évaluation de tous les aspects touchant la sûreté et liés au choix de l’emplacement, à la conception, à la mise en service, à l’exploitation ou au déclassement d’une installation autorisée.

Méthodologies et processus utilisés pour déterminer si les caractéristiques de l’emplacement et de la région environnante conviennent à la construction, à l’exploitation et au déclassement futur d’une installation réglementée en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

Évaluation effectuée pour déterminer le rendement actuel et l’état d’une structure, d’un système ou d’un composant (y compris des défaillances associées à l’âge ou des indices de dégradation importante des matériaux), et pour prévoir le rendement futur, l’ampleur et le taux de dégradation par le vieillissement, ainsi que la durée de vie restante pour l’élément visé (structure, système ou composant).

Voir évaluation de procédé en matière de criticité nucléaire.

Document qui détermine et définit tous les problèmes de sûreté-criticité connus, documente les hypothèses, les exigences, les limites et les contrôles de sûreté en matière de criticité, et démontre la sous-criticité. Aussi appeléeévaluation de procédé.

Processus qui permet d’identifier, de quantifier et de caractériser le risque posé par les contaminants (substances nucléaires ou dangereuses) et les facteurs de stress physique dans l’environnement. Une ERE est une pratique ou une méthodologie élaborée principalement par les organismes de réglementation afin de fournir des données scientifiques aux décideurs. Par conséquent, l’ERE sert couramment d’outil qui fournit des renseignements techniques sous une forme gérable pour une EE plus complexe.

Évaluation des progrès réalisés par les participants durant un programme d’enseignement (évaluation formative) et de l’atteinte des objectifs à la fin du programme (évaluation sommative).

Évaluation reposant sur des modèles mathématiques simplifiés permettant d’établir rapidement les résultats probables qui ressortiront en prévision dans des modèles d’évaluation plus détaillés. Elle peut également servir à établir un examen détaillé pour savoir si la sensibilité du modèle à des changements dans les valeurs d’entrée est réaliste.

Évaluation du bien-fondé ou de la valeur d’un programme. L’évaluation du programme est un processus systématique qui vise à recueillir des données en vue de déterminer si le programme a répondu aux objectifs de la manière la plus efficace et la plus efficiente possible.

Évaluation du risque radiologique associé à l’exploitation normale et aux accidents éventuels concernant une substance nucléaire ou une activité autorisée. Elle comprend normalement l’évaluation des conséquences et les probabilités associées.

Démonstration par un stagiaire des connaissances, compétences et attributs liés à la sûreté et des méthodes de travail requis pour exécuter une tâche en suivant la procédure approuvée et les normes établies. L’évaluation est menée en cours d’emploi sur le lieu de travail.

Voir évaluation environnementale (EE) en vertu de la LCEE 2012 ou évaluation environnementale (EE) en vertu de la LSRN.

Évaluation des effets environnementaux d’un projet désigné effectuée conformément à la [Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)].

(Source : Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012])

Remarque : Comme le décrit plus en détail le Glossaire des praticiens pour l’évaluation environnementale des projets désignés en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale [2012] [2], « [L’évaluation environnementale (EE) en vertu de la LCEE 2012] permet de prévoir les effets environnementaux d’un projet désigné, d’établir des mesures d’atténuation, d’évaluer si le projet désigné est susceptible d’entraîner des effets environnementaux négatifs et importants, compte tenu des mesures d’atténuation établies, et de veiller à l’établissement d’un programme de suivi en vue de vérifier l’exactitude de l’EE du projet désigné et l’efficacité des mesures d’atténuation établies. »

Voir examen de la protection de l’environnement (EPE) en vertu de la LSRN.

Voir examen de la protection de l’environnment (EPE) en vertu de la LSRN.

Voir aussi évaluation environnementale (EE) en vertu de la LCEE 2012.

Jugement de risque général sur le caractère acceptable de la continuité de l’exploitation sûre de l’installation nucléaire.

Voirétude probabiliste de sûreté.

Évaluation reposant sur les données scientifiques, connaissances techniques et méthodes d’analyse pour déterminer si les documents présentés et la documentation d’appui répondent aux exigences et aux attentes législatives et réglementaires, notamment les codes, les normes et les pratiques exemplaires. De manière informelle, on parle parfois d’examen spécialisé, d’examen technique ou d’examen.

Tout incident imprévu, y compris les erreurs de fonctionnement, les défaillances de l’équipement et les autres accidents, ou acte délibéré de la part de tiers, dont les conséquences réelles ou possibles peuvent être importantes sur le plan de la protection ou de la sûreté.

Comme il est défini dans la norme n^o N292.1, Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives [7] du Groupe CSA, il s’agit d’un événement ou d’une séquence d’événements naturels ou d’origine humaine dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-6 par an.

Événement qui provoque des défaillances de cause commune.

Tout événement déclencheur non pris en considération dans la conception de l'installation, y compris les dangers externes hors dimensionnement, tels que les charges sismiques importantes, les tsunamis, les inondations attribuables à un niveau d'eau extrêmement élevé, les dommages causés par des conditions météorologiques extrêmes (ouragans, pluie verglaçante, tempêtes de sable, etc.) ou des activités humaines ou structures telles que des écrasements d'avion, des accidents de transport, des usines chimiques, des conduites de gaz ou des barrages situés à proximité.

Événement non lié à l’exploitation d’une installation ou à l’exécution d’une activité susceptible d’exercer un effet sur la sûreté d’une installation ou d’une activité. Les séismes, les inondations, les ouragans, les explosions et les écrasements d’avion en sont des exemples.

Événement qui lance une séquence d’événements qui pourraient, sans le déclenchement d’un système important pour la sûreté, mener à un accident grave. Il peut aussi s’agir d’un événement mettant en cause un système important pour la sûreté qui lance une séquence d’événements qui auraient pu, sans le fonctionnement d’autres systèmes importants pour la sûreté, mener à un accident grave. Voir aussi événement initiateur hypothétique.

Événement identifié dans la conception comme pouvant entraîner un incident de fonctionnement prévu ou des conditions d’accident.

Remarque : Un EIH n’est pas nécessairement un accident en soi; il est plutôt l’initiateur d’une séquence susceptible de dégénérer en incident de fonctionnement, en accident de dimensionnement ou en accident hors dimensionnement, selon les défaillances supplémentaires qui surviennent. Voir aussi événement initiateur.

Événement attribuable à une erreur humaine ou à une défaillance d’une structure, d’un système ou d’un composant.

Événement dont la marge prévue est la plus petite possible par rapport à un critère d’acceptation donné.

Degré de proximité d’une quantité calculé à sa valeur réelle. L’exactitude des programmes comprend le biais et la variabilité du biais d’un code informatique dérivés de la comparaison de prédictions du code avec les données expérimentales.

Voir évaluation de la conformité.

Évaluation technique environnementale fondée sur des données scientifiques qu’effectue le personnel de la CCSN selon la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) pour toutes les demandes de permis susceptibles d’avoir des interactions environnementales, conformément à son mandat prévu par la LSRN, et ce, afin de protéger l’environnement et de préserver la santé de la population.

Remarque : S’il existe des interactions environnementales potentielles, les projets qui ne sont pas assujettis à la Loi sur l’évaluation d’impact ou à tout autre loi ou règlement applicables aux évaluations environmentales font l’objet d’un EPE en vertu de la LSRN. Un EPE décrit le résultat de l’examen par le personnel de la CCSN des activités d’autorisation et de conformité environnementale réalisées aux termes de la LSRN. Cet examen sert à déterminer si, en menant une activité autorisée, le demandeur ou le titulaire de permis prendra les mesures appropriées pour protéger l’environnement et la santé des personnes. Cet examen est aussi proportionnel à l’ampleur et à la complexité des risques environnementaux liés à l’installation ou à l’activité nucléaire concernée.

Ensemble des activités de vérification relatives à l’examen et à l’évaluation des rapports d’événement et à l’établissement de tendances.

Voir évaluation de la conformité.

Voir évaluation technique.

Examen au cours duquel des méthodes prescrites et appropriées sont utilisées afin de recenser, d’évaluer et de résumer les études abordant un problème précis.

Voir évaluation technique.

Voir exercice d’urgence.

Période débutant le 1^er avril d’une année civile donnée et se terminant le 31 mars de l’année civile suivante.

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

Voir manoeuvre d’urgence.

Simulation d’une situation d’urgence visant à mettre à l’épreuve un scénario d’intervention d’urgence pour évaluer la capacité des intervenants d’agir de façon intégrée. En ce qui a trait à la sûreté en matière de criticité nucléaire, activité ayant pour but de mettre à l’épreuve une ou plusieurs parties de la capacité intégrée des plans de mesures d’urgence, de l’équipement et des organisations d’intervention d’urgence.

Exigences réglementaires et critères de réussite dérivés qui sont reliés à la sûreté en matière de criticité nucléaire et énumérés dans les permis d’exploitation ou d’autres documents ayant force de loi.

Exigences qui offrent une assurance raisonnable que l’installation peut être exploitée sans risque indu pour la santé et la sécurité du public.

S’entend au sens de l’article 1.4 du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

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

En ce qui a trait à l’accréditation d’une personne, expérience acquise dans une centrale nucléaire lors de la mise en service, des essais de démarrage initial ou de l’exploitation qui est pertinente pour le poste pour lequel une personne tente d’être accréditée.

Information interne et externe pertinente acquise grâce à l’expérience pratique et utilisée pour en apprendre davantage sur la sûreté et la fiabilité des installations nucléaires et les renforcer.

Mesure de détermination de la multiplication neutronique ou autre mesure de détermination de la réactivité nucléaire sur un assemblage fissile sous-critique où la protection du personnel contre les conséquences d’un accident de criticité n’est pas assurée. Cette définition s’applique à la sûreté-criticité.

Aux fins de l’accréditation, expérience qu’une personne a acquise dans l’exécution de tâches reliées à celles du poste convoité.

Personne désignée à ce titre par un règlement pris en application de l’article 7.

(Source : Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire)

OU

Le titulaire d’une licence ou d’un permis valide délivrés en conformité avec la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires pour l’exploitation d’une installation nucléaire ou, relativement à toute installation nucléaire pour l’exploitation de laquelle il n’y a pas de licence ou de permis valide semblable, le titulaire du dernier en date des licences ou permis délivrés en conformité avec la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires pour l’exploitation de cette installation nucléaire.

OU

Organisation responsable de l’exploitation, actuelle ou future, d’une installation. Cette organisation peut être le titulaire de permis, le demandeur même ou une organisation qui exploitera l’installation au nom du demandeur.

Toutes les activités exécutées pour réaliser le but pour lequel l’installation nucléaire a été construite. Par exemple, aux installations dotées de réacteurs, l’exploitation comprend l’entretien, le rechargement du combustible, les inspections en service et d’autres activités connexes.

Exploitation qui dépasse la durée de vie nominale d’une installation dotée de réacteurs et qui se justifie par des études de sûreté, en tenant compte des processus et des caractéristiques limitant la durée de vie des structures, des systèmes et des composants.

Voir fonctionnement en îlotage.

Exploitation d’une installation nucléaire dans des limites et conditions d’exploitation définies, y compris (le cas échéant) le démarrage, l’exploitation en puissance, la mise à l’arrêt, l’état d’arrêt, l’entretien, les essais et le rechargement de combustible. Pour les réacteurs nucléaires, l’exploitation normale correspond à un état de fonctionnement de l’installation.

Remarque : Les activités en mode d’exploitation normale de toute installation nucléaire correspondent à celles qui sont associées aux activités autorisées approuvées. Cela comprend l’exploitation normale de tout système de traitement pendant la remise en état ou le déclassement, comme défini dans les activités autorisées approuvées et les limites et conditions d’exploitation définies consignées dans le fondement d’autorisation de l’installation.

Transfert d’une substance nucléaire, d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés du Canada à un autre pays.

Voir irradiation.

Exposition due à l’exploitation prévue d’une source ou à l’exécution d’une activité prévue entraînant l’exposition à une source.

• Comme des mesures de protection et de sûreté peuvent être mises en place avant le début de l’activité en question, il est possible de réduire l’exposition connexe et sa probabilité d’occurrence dès le début.
• Le principal moyen de contrôler l’exposition dans les situations d’exposition prévue repose sur une bonne conception des installations, des équipements et des procédures d’exploitation. Dans de telles situations, un certain niveau d’exposition est prévu.

Chaque partie du corps humain qui est le plus éloignée de la tête et du torse et qui présente la même sensibilité aux rayonnements ionisants. Les extrémités comprennent notamment chaque partie de l’anatomie allant, inclusivement, des coudes aux bouts des doigts (extrémités supérieures) et des genoux aux bouts des orteils (extrémités inférieures).