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

satisfaisant; voir cote de rendement

Toute action ou omission délibérée, qui est dirigée contre une installation nucléaire ou des substances nucléaires et qui :

1. soit met en danger ou pourrait mettre en danger la santé ou la sécurité de toute personne;
2. soit entraîne ou pourrait entraîner la contamination de l’environnement.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Distance depuis l’axe de la source

Voir salle de commande auxiliaire.

Service consultatif international sur la protection physique

S’entend d’un objet contaminé superficiellement (SCO) au sens du Règlement de l’AIEA.

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

Voir salle de commande principale.

Salle à partir de laquelle le personnel d’exploitation peut surveiller la sûreté de l’installation dotée de réacteurs et exécuter les fonctions de sûreté de base afin de maintenir ou de placer ladite installation dans un état sûr à la suite de tout incident qui rend indisponible la salle de commande principale.

Salle à partir de laquelle le personnel d’exploitation peut surveiller les conditions de la centrale et contrôler les systèmes de la centrale.

Salle servant à la préparation de substances nucléaires ou à leur administration, à des fins médicales, à des personnes par injection, inhalation ou ingestion dans le but de poser un diagnostic ou de traiter des maladies et à des fins de recherche sur les êtres humains (cela exclut l’utilisation de rayons X pour le diagnostic médical ou l’utilisation à des fins médicales de substances nucléaires scellées pour les traitements de curiethérapie ou de téléthérapie).

Pénalité administrative imposée, sans recours à un tribunal, en réponse à la violation d’une exigence réglementaire. Les sanctions administratives pécuniaires ne donnent pas lieu à des dossiers criminels. Toutes les parties visées par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, y compris les non-titulaires de permis, peuvent faire l’objet d’une sanction administrative pécuniaire.

Domaine de sûreté et de réglementation (DSR) qui englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité sur le lieu de travail et à protéger les travailleurs. Il s’agit d’un des 14 DSR du cadre des DSR de la CCSN.

Voir sanctions administratives pécuniaires.

Structure située sur le périmètre d’une zone protégée qui est fermée sur les côtés et est munie de deux portes mobiles séparées par un espace suffisant pour accueillir un véhicule terrestre devant entrer dans la zone protégée pour des raisons opérationnelles. (Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Voir cote de rendement.

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

Voir sûreté-criticité nucléaire.

Oscillation d’un plan d’eau fermé ou semi-fermé attribuable à une force perturbante atmosphérique, océanographique ou séismique. Dans la région des Grands Lacs, une seiche pourrait signifier toute crue soudaine des eaux d’un port ou d’un lac, qu’elle soit ou non de nature oscillatoire.

Service d’examen intégré de la réglementation

Selon la définition de la norme N289.1‑F08 du Groupe CSA, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU  [9], qui est citée en référence dans les permis d’exploitation de centrale nucléaire, il s’agit d’une représentation technique des effets graves possibles sur le site des mouvements du sol d’origine sismique, dont la probabilité de dépassement choisie est de 1x10^‑4 par année, ou égale à un niveau de probabilité déterminé par l’organisme de réglementation.

Remarques :

• On désigne habituellement les mouvements du sol du SR par le terme « séisme », et ils peuvent être représentés par un spectre de réponse ou d’un diagramme d’évolution de l’accélération, de la vitesse ou du déplacement.
• On utilise le SR pour la qualification parasismique des structures, systèmes et composants. On l’utilise aussi pour la conception, l’analyse et les essais parasismiques des centrales nucléaires, afin d’obtenir un modèle adéquat pour un risque sismique déterminé.
• Pour certaines centrales plus anciennes, le SR était soit fondé sur une probabilité estimée de dépassement de 1 x 10^‑3 par année, soit établi par une méthode déterministe (c.-à-d. sans mesures probabilistes).

Voir accident.

Service, désigné par règlement, assurant la mesure et le contrôle des doses de rayonnement.

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

Système d’évacuation d’urgence de la chaleur

Voir niveau de libération.

Dose de rayonnement déterminée ou tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières.

(Source : Règlement sur la radioprotection)

OU

Dose de rayonnement déterminée ou tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection ou du programme de protection de l’environnement du titulaire de permis, et qui rend nécessaire la prise de mesures particulières.

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

Remarque 1: Un indicateur d’une perte potentielle de contrôle d’une partie du ou des programmes ou d’une ou de plusieurs mesures de contrôle du titulaire de permis. Le dépassement d’un seuil d’intervention indique une réduction potentielle de l’efficacité du programme ou des mesures de contrôle et un écart par rapport au mode d’exploitation normale. Le dépassement d’un seuil d’intervention n’est pas un cas de non conformité, mais déclenche l’obligation de prendre des mesures spécifiques.

Remarque 2 : Le titulaire de permis établit des seuils d’intervention et les soumet à la CCSN pour examen et approbation. Les seuils d’intervention indiqués dans le fondement d’autorisation d’un site donné devraient être ajustés (sous réserve de l’examen et de l’approbation de la CCSN) en fonction des changements apportés aux activités ou aux processus du site.

Remarque 3 : Le dépassement d’un seuil d’intervention nécessite la prise de mesures particulières. Un tel dépassement n’est pas considéré comme une non-conformité. Toutefois, omettre de prendre les mesures requises en est une. En cas de dépassement :

• le paragraphe 6(2) du Règlement sur la radioprotection indique les étapes qu’un titulaire de permis doit suivre lorsqu’un seuil d’intervention a été atteint
• le paragraphe 4(2) du Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium prévoit que le code de pratique du titulaire de permis comprend des exigences
• des exigences additionnelles peuvent être ajoutées au fondement d’autorisation du titulaire de permis

soupape d’évacuation de vapeur dans le condenseur

Voir système de gestion de l’environnement.

séisme hors dimensionnement

Système international d’unités

Unité de dose équivalente et de dose efficace du Système international d’unités (SI) qui équivaut à 1 joule/kilogramme.

Personne désignée par le responsable de la demande pour agir au nom du demandeur dans les communications avec la CCSN.

Système d’information sur les matières dangereuses utilisées au travail

Voir simulateur pleine échelle.

Simulateur qui peut modéliser précisément le fonctionnement des systèmes d’une centrale nucléaire particulière dans des conditions d’exploitation normales, anormales et d’accident. Il comporte une reproduction des panneaux de contrôle de la salle de commande principale de la centrale qui permet aux opérateurs de piloter les systèmes simulés comme s’ils se trouvaient dans la véritable salle de commande.

Voir systèmes importants pour la sûreté.

Voir emplacement.

OU

En ce qui a trait au régime des garanties, zone délimitée par le Canada dans les renseignements descriptifs pertinents d’une installation, y compris une installation fermée, ou dans les renseignements pertinents d’un emplacement hors installation où des matières nucléaires sont habituellement utilisées, y compris un emplacement hors installation fermé où des matières nucléaires étaient habituellement utilisées. Ce site se limite aux emplacements comprenant des cellules de haute activité ou aux emplacements où des activités liées à la conversion, à l’enrichissement, à la fabrication ou au retraitement de combustible étaient effectuées. Remarque : Le site comprend toutes les installations situées à l’intérieur des limites de l’installation ou de l’emplacement qui servent à la fourniture ou à l’utilisation de services essentiels, notamment : les cellules de haute activité pour le traitement de matériaux irradiés ne contenant pas de matières nucléaires; les installations servant au traitement, au stockage et à l’évacuation des déchets; les bâtiments associés aux activités prescrites mentionnées par le Canada en vertu de l’article 2.A.(iv) du Protocole additionnel à l’Accord entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application des garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires  [10].

Centrale nucléaire ou installation nucléaire où des matières nucléaires de catégorie I ou II sont traitées, utilisées ou stockées.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Lieu où s’effectue l’extraction de l’uranium, par des travaux souterrains, pour l’évaluation d’un gisement potentiel.

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

Lieu où s’effectue l’extraction de l’uranium de son lieu de dépôt naturel, par des travaux de surface, pour l’évaluation d’un gisement potentiel.

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

Au Canada, les sites hérités désignent spécifiquement les installations, les emplacements et les sites de recherche et de démonstration remontant au tout début des technologies nucléaires au Canada et pour lesquels le déclassement n’était pas prévu dans le cadre de la conception.

Conditions, circonstances ou configurations qui surviennent, sont découvertes, ou sont susceptibles de mener à un événement. Cette définition s’applique aux rapports d’événement.

État stable et sûr à long terme atteint dans les installations dotées d'un réacteur après un accident.

[.] les situations ci-après sont des situations dangereuses :

1. un moyen de transport transportant des matières radioactives est impliqué dans un accident;
2. un colis présente des signes d'endommagement, d'altération ou de fuite de contenu, ou son intégrité a été compromise de façon à affecter vraisemblablement sa conformité avec [le Règlement sur l'emballage et le transport des substances nucléaires (2015) (RETSN 2015)] ou son document d'homologation;
3. de la matière radioactive est perdue, volée ou ne se trouve plus sous le contrôle de la personne qui est tenue d'en avoir le contrôle aux termes de la [Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN)];
4. de la matière radioactive s'est échappée d'une enveloppe de confinement, d'un colis ou d'un moyen de transport durant le transport;
5. de la matière fissile se trouve à l'extérieur du système d'isolement durant le transport;
6. la moyenne du niveau de contamination non fixée, au sens du Règlement de l'AIEA, pendant le transport dépasse les limites applicables ci-après pour toute aire de 300 cm² de toute partie de la surface du colis ou du moyen de transport :
   1. 4 Bq/cm² pour les émetteurs bêta et gamma et les émetteurs alpha de faible toxicité,
   2. 0,4 Bq/cm² pour tous les autres émetteurs alpha;
7. il y a un manquement à la [LSRN], au [RETSN 2015], à une licence ou à un permis ou à un document d'homologation visant un colis qui peut vraisemblablement donner lieu à une situation entraînant des effets négatifs sur l'environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale.

(Source : article 35 du Règlement sur l'emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Remarque : Le terme « document d'homologation » que l'on retrouve à l'alinéa g) ci-haut a le même sens que le terme « certificat ». Il est défini au paragraphe 1(1) du Règlement sur l'emballage et le transport des substances nucléaires (2015).

Dans le contexte de la sûreté-criticité nucléaire, liquide contenant une matière dissoute ou un liquide contenant cette matière en suspension. Il comprend les solutions aqueuses (à base d’eau), mais exclut les solutions où l’hydrogène est remplacé par du deutérium ou du tritium.

Sources scellées qui pourraient, si elles ne sont pas gérées de manière sûre ou sécurisée, provoquer des blessures permanentes à la personne qui les a manipulées ou qui a été en contact avec elles d’une quelconque manière pendant plus de quelques minutes. Rester à proximité d’une quantité de ces substances radioactives non blindées pendant une période allant de quelques minutes à une heure pourrait être mortel. Au Canada, ces sources sont habituellement employées dans des irradiateurs autoblindés et en téléthérapie.

Remarque : Utiliser les chiffres arabes pour ce terme. Noter aussi que les catégories de sources ne veulent pas dire la même chose que les catégories de matières nucléaires (voir matière nucléaire de catégorie I).

Sources scellées qui pourraient, si elles ne sont pas gérées de manière sûre ou sécurisée, provoquer des blessures permanentes à la personne qui les a manipulées ou qui a été en contact avec elles d’une quelconque manière pendant une courte période (allant de quelques minutes à des heures). Rester à proximité d’une quantité de ces substances radioactives non blindées pendant une période allant de quelques heures à des jours pourrait être mortel. Au Canada, ces sources sont habituellement employées dans des pratiques telles que la gammagraphie industrielle ou la diagraphie des puits de pétrole. Remarque : Utiliser les chiffres arabes pour ce terme. Noter aussi que les catégories de sources ne veulent pas dire la même chose que les catégories de matières nucléaires (voir matière nucléaire de catégorie II).

Sources scellées qui pourraient, si elles ne sont pas gérées de manière sûre ou sécurisées, provoquer des blessures permanentes à la personne qui les a manipulées ou qui a été en contact avec elles d’une quelconque manière pendant quelques heures. Rester à proximité d’une quantité de ces substances radioactives non blindées pendant une période allant de quelques jours à des semaines pourrait être mortel, bien que ce soit improbable. Au Canada, ces sources sont habituellement employées dans les jauges industrielles fixes et en curiethérapie à haut débit de dose.

Remarque : Utiliser les chiffres arabes pour ce terme. Noter aussi que les catégories de sources ne veulent pas dire la même chose que les catégories de matières nucléaires (voir matière nucléaire de catégorie III).

Sources scellées qui sont peu susceptibles de provoquer des blessures permanentes. Cependant, si ces substances radioactives non blindées ne sont pas gérées de manière sûre ou sécurisée, elles pourraient éventuellement – bien que ce soit improbable – provoquer des blessures temporaires chez la personne qui les a manipulées ou qui a été en contact avec elles d’une quelconque manière pendant plusieurs semaines. Au Canada, ces sources sont habituellement employées dans les jauges nucléaires portatives. Remarque : Utiliser les chiffres arabes. Noter aussi que les catégories de sources ne veulent pas dire la même chose que les catégories de matières nucléaires (voir matière nucléaire de catégorie I, II et III).

Sources scellées qui ne pourraient pas provoquer de blessure permanente chez qui que ce soit. Au Canada, ces sources sont habituellement employées dans le cadre de pratiques telles que la curiethérapie à débit de dose faible ou dans des instruments de chromatographie en phase gazeuse.

Remarque : Utiliser les chiffres arabes. Noter aussi que les catégories de sources ne veulent pas dire la même chose que les catégories de matières nucléaires (voir matière nucléaire de catégorie I, II et III).

Désigne une matière radioactive qui est scellée de façon permanente dans une capsule ou qui est maintenue sous une forme compacte et solide.

Source radioactive caractérisée par l’activité des radionucléides par le Conseil national de recherches du Canada, ou un autre laboratoire national de normalisation pour les mesures de la radioactivité et publiée avec un certificat qui donne les résultats de la caractérisation.

Système ou composant qui permet le transfert de chaleur depuis une source, telle que la chaleur produite par le combustible, jusqu’à un grand milieu qui absorbe la chaleur, comme de l’eau. Voir aussi source froide d’ultime secours.

Milieu auquel la chaleur résiduelle du combustible nucléaire peut toujours être transférée, même si tous les autres moyens d’évacuation de la chaleur ont été perdus ou sont insuffisants. Ce milieu est normalement un plan d’eau ou l’atmosphère.

Source autre qu’une source scellée.

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

Remarque : Ces substances nucléaires se présentent sous une forme physique permettant la dispersion des matières radioactives durant l’utilisation ou la manipulation. Habituellement sous forme liquide, elles peuvent également exister sous forme solide, de poudre ou de gaz. Les sources non scellées sont couramment utilisées pour le diagnostic médical, les traitements thérapeutiques et les travaux de recherche en laboratoire. Aussi appelées sources ouvertes.

Source radioactive trouvée dans le domaine public, qui n’a aucun propriétaire responsable ou qui appartient à une personne ne pouvant être tenue responsable de son entreposage ou de son évacuation en toute sécurité.

Voir source non scellée.

Source qui émet plusieurs types de rayonnement d’énergies uniques.

Matière radioactive qui est enfermée d’une manière permanente dans une capsule ou fixée sous forme solide et qui n’est pas exemptée du contrôle réglementaire. Ce terme désigne également toute matière radioactive qui est libérée en cas de fuite ou de bris de la source radioactive, mais ne désigne pas les matières encapsulées aux fins d’élimination ou les matières nucléaires qui font partie des cycles de combustible nucléaire des réacteurs de puissance et des réacteurs de recherche.

Substance nucléaire radioactive enfermée dans une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est liée, l’enveloppe ou le revêtement présentant une résistance suffisante pour empêcher tout contact avec la substance et la dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement a été conçu.

(Sources : Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I; Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II ; Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement)

Tout radionucléide identifié comme source radioactive de catégorie 1 ou de catégorie 2 dans le tableau I de l’annexe I du Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives [11] de l’Agence internationale de l’énergie atomique.

Voir fournisseur/sous-traitant.

Personne qui, dans une installation nucléaire, a la responsabilité d’interpréter les règlements, les politiques et les procédures applicables à la radioprotection et de donner les approbations requises, au besoin.

Critères établis qui précisent la capacité ou le niveau de rendement qu’une structure, un système ou un composant d’une centrale nucléaire doit avoir ou atteindre afin que celle-ci fonctionne de manière efficace et fiable, conformément à ses objectifs de sûreté. Ces critères sont établis dans les documents à version contrôlée de la centrale ou dans les documents des titulaires de permis nécessitant un avis de changement.

Remarque : Cette définition est propre aux exigences de déclaration visant les centrales nucléaires.

Voir système de protection physique.

Voir séisme de référence.

système de refroidissement du réacteur

Voir systèmes liés à la sûreté.

Voir système de refroidissement d’urgence du cœur.

système de refroidissement d’urgence du générateur de vapeur

Voir structures, systèmes et composants.

Voir systèmes importants pour la sûreté.

système secondaire d’urgence d’alimentation en eau

Roche qui ne contient pas de matière minéralogique en quantité suffisante pour être considérée comme du minerai, mais qui doit être retirée pour accéder au minerai. Les stériles comprennent les stériles minéralisés et les stériles propres.

Stériles qui peuvent libérer des substances dangereuses ou nucléaires qui pourraient avoir des effets négatifs importants sur la santé humaine ou être nuisibles à l’environnement. Les stériles minéralisés peuvent être subdivisés selon leur teneur radiologique, la présence de contaminants préoccupants (comme le nickel ou l’arsenic) ou de matières potentiellement acidogènes. Aussi appelés stériles spéciaux.

Stériles qui ne peuvent libérer de substances dangereuses ou nucléaires qui pourraient avoir des effets négatifs importants sur la santé humaine ou être nuisibles à l’environnement. Les stériles propres peuvent nécessiter des mesures de gestion pour d’autres raisons, comme pour contrôler l’érosion afin de prévenir que du sable s’accumule dans les plans d’eau de surface locaux.

Voir stériles minéralisés.

En ce qui a trait aux substances nucléaires et aux appareils à rayonnement, possession à des fins d’entreposage seulement.

Étape planifiée d’un programme de déclassement où les matériaux, l’équipement et le site contaminés restants sont placés sous surveillance contrôlée pendant une période précise.

Remarque :  La vérification de la conformité au permis par la CCSN se poursuit pendant cette période.

Stockage pendant le cycle de transport lorsqu’une source scellée est laissée sans surveillance.

Somme algébrique du stock physique se trouvant à un moment donné dans une zone de bilan matières déterminé par l’inventaire le plus récent et toutes les variations de stock survenues depuis cet inventaire.

Voir stock comptable final.

Somme algébrique du stock physique initial et des variations de stock dans une zone de bilan matières survenues pendant une période donnée, ajustée en fonction de l’écart entre l’expéditeur et le destinataire.

Remarque : Aussi appelé stock comptable ajusté.

En ce qui a trait à la comptabilité nucléaire, somme de toutes les estimations mesurées ou calculées des quantités de matières nucléaires des lots se trouvant à un moment donné dans une zone de bilan matières, que l’on obtient en se conformant au programme et aux procédures des titulaires de permis (approuvés par la CCSN).

Dans le contexte de la comptabilité nucléaire, regroupement d’articles ou de lots, ou les deux, ayant des caractéristiques physiques et chimiques semblables. Par exemple, les articles peuvent être regroupés par composition isotopique pour faciliter l’échantillonnage statistique.

Compréhension des médias, des méthodes et du lieu de formation utilisés dans la prestation de la formation :

• méthode : type d’activité d’apprentissage ou d’enseignement
• média : supports de présentation des activités d’enseignement destinées au stagiaire, comme les ordinateurs ou les textes imprimés
• lieu : endroit où se déroulent les activités d’apprentissage (p. ex. classe, lieu de travail, domicile)

Dans les installations dotées de réacteurs, structure physique conçue pour empêcher le rejet et la dispersion non contrôlés de substances nucléaires.

Systèmes d’une installation dotée de réacteurs qui sont associés au déclenchement, à la prévention, à la détection ou à l’atténuation de toute séquence de défaillances et qui ont la capacité de réduire le risque d’endommagement du combustible ou de rejet connexe de radionucléides, ou les deux. En ce qui concerne la production de rapports, les SSC considérés comme importants pour la sûreté comprennent les suivants :

• systèmes de sûreté
• caractéristiques de conception complémentaires
• systèmes de soutien en matière de sûreté
• autres SSC dont la défaillance pourrait soulever des préoccupations en matière de sûreté (p. ex., les systèmes fonctionnels et de contrôle)

Substance, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisée ou produite au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un danger pour l’environnement ou la santé et la sécurité des personnes.

(Sources : Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II , Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium)

Substance ou déchet, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisé ou produit au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un danger pour l’environnement ou pour la santé et la sécurité des personnes.

(Sources : Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I)

S’entend notamment :

1. de toute chose destinée à être utilisée dans la fabrication d’une substance afin de rendre celle-ci capable de causer une explosion, une détonation ou un effet pyrotechnique;
2. de toute chose ou partie de chose utilisée ou destinée à être utilisée dans une substance visée à l’alinéa a) ou avec une telle substance pour causer ou aider à causer une explosion, ou adaptée de façon à causer ou aider à causer une explosion;
3. d’une grenade ou bombe incendiaires, d’un cocktail molotov ou de tout autre dispositif ou substance incendiaire similaire, ainsi que d’une minuterie ou de toute autre chose destinée à être utilisée avec l’une de ces substances ou l’un de ces dispositifs.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

1. Toute substance qui, si elle était ajoutée à l’eau, altérerait ou contribuerait à altérer la qualité de celle‑ci au point de la rendre nocive, ou susceptible de le devenir, pour le poisson ou son habitat, ou encore de rendre nocive l’utilisation par l’homme du poisson qui y vit;
2. toute eau qui contient une substance en une quantité ou concentration telle – ou qui, à partir de son état naturel, a été traitée ou transformée par la chaleur ou d’autres moyens d’une façon telle – que, si elle était ajoutée à une autre eau, elle altérerait ou contribuerait à altérer la qualité de celle‑ci au point de la rendre nocive, ou susceptible de le devenir, pour le poisson ou son habitat, ou encore de rendre nocive l’utilisation par l’homme du poisson qui y vit.

La présente définition vise notamment les substances ou catégories de substances désignées en application de l’alinéa (2)a), l’eau contenant une substance ou une catégorie de substances en quantités ou concentrations égales ou supérieures à celle fixées en vertu de l’alinéa (2)b) et l’eau qui a subi un traitement ou une transformation désignés en application de l’alinéa (2)c).

(Source : Loi sur les pêches)

Selon le cas :

1. le deutérium, le thorium, l’uranium et les éléments de numéro atomique supérieur à 92;
2. les dérivés et composés du deutérium, du thorium, de l’uranium ou des éléments de numéro atomique supérieur à 92;
3. les radionucléides;
4. les substances désignées par règlement comme étant soit capables de libérer de l’énergie nucléaire, soit indispensables pour en produire ou en utiliser;
5. un sous-produit radioactif qui résulte du développement, de la production ou de l’utilisation de l’énergie nucléaire;
6. une substance ou un objet radioactif qui a servi dans le cadre du développement, de la production ou de l’utilisation de l’énergie nucléaire.

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

Toute substance nucléaire contrôlée mentionnée 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.

Toute substance, qu’elle soit utilisée légalement ou non, qui altère les capacités cognitives ou physiques et qui a un impact négatif sur le rendement au travail.

S’entend au sens de l’article 64 de la Loi canadienne sur la protection de l’environnement (1999).

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

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

Protection contre les conséquences d’un accident de criticité, préférablement par évitement de l’accident.

Voir sûreté-criticité nucléaire.

Domaine physique de l'installation auquel un permis est accordé.

En ce qui concerne l’entretien des installations nucléaires, activités réalisées en vue de confirmer la conformité aux paramètres d’exploitation sûre (ou aux limites et conditions d’exploitation, le cas échéant), de vérifier le bon état de fonctionnement et de détecter et de corriger les conditions anormales auxquelles sont soumis la structure, le système ou le composant avant qu’elles ne nuisent à sa capacité de répondre aux exigences de conception.

OU

En ce qui concerne les garanties, collecte d’information au moyen d’observations effectuées par des inspecteurs de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et/ou des instruments, visant à permettre de détecter les mouvements de matières nucléaires ou d’autres articles et toute perturbation d’un confinement ou altération d’équipement, d’échantillons ou de données de l’AIEA. Voir aussi inspecteur de l’Agence internationale de l’énergie atomique.

Surveillance directe des paramètres de fiabilité d’une structure, d’un système ou d’un composant (p. ex., fréquence des défaillances, période d’indisponibilité due à des activités d’entretien, taux de mise hors fonction).

En ce qui a trait aux programmes de fiabilité, processus déterminant si l’équipement fonctionne ou est en mesure de fonctionner dans des limites précises.

Activités continues ou périodiques d’inspection, de mesure ou d’établissement de tendances relativement au rendement ou aux caractéristiques physiques des structures, systèmes ou composants et permettant d’indiquer la performance actuelle ou future ainsi que la possibilité de défaillance.

Surveillance immédiate d’un lieu exercée par une personne qui y est présente.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Voir sievert.

Toute combinaison d’absorbeurs de neutrons fixes, de modérateurs fixes et d’autres matières auxquelles une fonction de sûreté-criticité nucléaire est assignée.

Série de processus et de procédures liés à la formation qui servent de fondement à l’analyse, à la conception, à l’élaboration, à la mise en œuvre, à l’évaluation, à la documentation et à la gestion des programmes et des cours de formation.

[Dans le contexte de l’emballage et du transport des substances nucléaires, 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, système de gestion s’entend d’un ensemble d’éléments interdépendants ou interactifs (système) qui sert à définir les politiques et les objectifs et permet d’atteindre les objectifs de façon efficiente et efficace.

OU

Cadre des processus, des procédures et des pratiques permettant de s’assurer qu’une organisation peut s’acquitter de toutes les tâches nécessaires à l’atteinte de ses objectifs de façon sûre et constante.

Partie du système de gestion de l’organisation utilisée pour élaborer et mettre en œuvre sa politique environnementale et gérer ses aspects environnementaux. Un SGE se compose de politiques et de procédures qui forment un ensemble intégré d’activités documentées afin de fournir un cadre de mesures de protection de l’environnement efficaces.

Système servant à recueillir, transporter, recevoir, traiter, transformer, stocker de façon provisoire ou permanente ou évacuer les déchets provenant de l’activité autorisée qui se déroule dans une mine ou une usine de concentration d’uranium.

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

Remarque : En général, toutes les installations nucléaires autorisées (pas seulement les mines et les usines de concentration d’uranium) ont un système de gestion des déchets.

Système conçu pour appuyer le fonctionnement d’un système ou de plusieurs systèmes de sûreté.

Système permettant l’arrêt sûr du réacteur ou l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou de limiter les conséquences des incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement.

Selon les indications du titulaire de permis, systèmes en attente qui permettent, en dernier ressort, de refroidir le cœur du réacteur à la suite d’événements de dimensionnement, notamment l’alimentation électrique d’urgence et l’alimentation d’eau de secours.

Assemblage de matières fissiles et de composants d’emballage visant à assurer la sûreté-criticité. (Source : Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires [2015])

Remarque : Voir enveloppe de confinement pour les installations dotées de réacteurs.

Ensemble des mesures de protection physique dans une installation nucléaire.

(Source : Règlement sur la sécurité nucléaire)

Remarque : Les mesures de protection physique incluent de multiples obstacles ou barrières, similaires ou différents, pour empêcher l’adversaire d’atteindre son but. Le système de protection physique s’applique aussi pendant le transport de substances nucléaires.

Voir circuit caloporteur primaire.

En ce qui a trait aux bâtiments réacteur, système de refroidissement dont une défaillance peut provoquer le rejet de matières radioactives en quantité supérieure aux limites prévues.

Système de sûreté qui transfère la chaleur du cœur du réacteur à la suite d’une perte de caloporteur ou certains autres accidents excédant les capacités d’appoint.

Systèmes dont la fonction principale est de soutenir la production de vapeur ou d’électricité ou d’y contribuer.

Dans le contexte des programmes de fiabilité pour les installations dotées de réacteurs, les structures, systèmes et composants associés au démarrage, à la prévention, à la détection et à l’atténuation de toute séquence de défaillance les plus susceptibles de réduire le risque d’endommagement du combustible ou au rejet associé de radionucléides, ou les deux.

Système qui peut remplir son rôle sans être touché par le fonctionnement ou la défaillance d’un autre système.

Plateforme conçue pour recueillir et traiter de l’information sur l’expérience en construction, en exploitation et en déclassement ainsi que pour communiquer efficacement cette information aux organismes de réglementation des États membres de l’AIEA.

Selon la définition de la norme N285.0‑F08 du Groupe CSA, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU  [12] :

Ce sont les « systèmes et leurs composants et supports connexes qui, à défaut de fonctionner selon l’usage prévu, risquent d’influer sur la sécurité radiologique de la population ou du personnel de la centrale nucléaire. Ces systèmes et leurs composants comprennent :

• la régulation (y compris le démarrage et l’arrêt contrôlés) et le refroidissement du cœur du réacteur dans des conditions normales (y compris l’ensemble des conditions normales d’exploitation et d’arrêt)
• la régulation, l’arrêt et le refroidissement du cœur du réacteur dans des conditions transitoires prévues, des situations accidentelles, et le maintien du cœur du réacteur dans un état d’arrêt sécuritaire pendant une période prolongée à la suite de telles conditions
• la limitation des émissions de matières radioactives et de l’exposition du personnel de la centrale et (ou) de la population afin de respecter les critères établis par l’organisme de réglementation à l’égard de l’exposition aux radiations pendant ou à la suite de conditions normales ou transitoires prévues et de situations accidentelles

Remarques :

1. L’expression « système de sûreté » couvre un vaste éventail de systèmes dotés de fonctions de sûreté très importantes à ceux qui ont un effet moins direct sur la sûreté. Plus l’incidence possible d’une défaillance du système est grande par rapport à la sécurité radiologique, plus la compréhension de l’expression « de sûreté » prend de l’importance.
2. Le terme « sûreté » s’applique également à certaines activités reliées à la conception, à la fabrication, à la construction, à la mise en service et à l’exploitation de systèmes de sûreté, ainsi qu’à d’autres activités qui peuvent de la même façon porter atteinte à la sécurité radiologique de la population ou du personnel de la centrale, notamment la surveillance de l’environnement et des effluents, la radioprotection et la dosimétrie, ainsi que la manutention des matières radioactives (y compris la gestion des déchets). Plus l’incidence possible de l’exécution de l’activité est grande par rapport à la sécurité radiologique, plus la compréhension de l’expression « de sûreté » prend de l’importance.
3. Certaines défaillances d’autres systèmes peuvent nuire à un système de sûreté (p. ex. inondation ou dommage mécanique). Ce risque et ses mesures de contrôle nécessaires devraient être pris en compte au cours des phases appropriées. »

Voir aussi systèmes importants pour la sûreté.

Dans les centrales nucléaires CANDU, un des systèmes suivants : système d’arrêt d’urgence n^o 1, système d’arrêt d’urgence n^o 2, système de confinement ou système de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur.