Réponses aux questions découlant de l'examen par les pairs du huitième Rapport national du Canada pour la Convention sur la sûreté nucléaire

Il devrait s’agir d’un point fort.

Le plan de conformité réactif est également fondé sur une approche axée sur le risque. Il est élaboré en fonction des domaines qui nécessitent, ou semblent nécessiter, une attention accrue de la part du titulaire de permis ou qui dépendent du calendrier d’un titulaire de permis. Il s’agit d’activités de vérification de la conformité visant une centrale nucléaire en exploitation qui sont réalisées sur trois ans et qui peuvent devoir être modifiées à tout moment en vue de réagir à des questions émergentes. La priorité des activités de vérification de la conformité prévues dans le plan de conformité réactif est déterminée en fonction des domaines présentant le risque le plus élevé du point de vue de la réglementation.

Un plan de conformité de base et un plan de conformité réactif axés sur le risque aboutissent à un ensemble d’activités de vérification de la conformité qui concentrent l’attention réglementaire sur divers domaines et questions, proportionnellement à leur importance pour protéger l’environnement, pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, pour maintenir la sécurité nationale et pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées.

La CCSN met à profit une approche axée sur le risque, alignée sur l’INSAG‑25, pour analyser, identifier, prioriser et choisir les domaines de vérification de la conformité et les activités de vérification de la conformité appropriées dans le cadre de l’élaboration du plan quinquennal de conformité de base et du plan triennal de conformité réactif. La gouvernance de la CCSN établit que la planification de la vérification de la conformité doit tenir compte des éléments suivants, qui sont énoncés à la section 3 de l’INSAG‑25 :

• Exigences réglementaires de la CCSN (p. ex., normes, codes et documents d’application de la réglementation)
• Antécédents du titulaire de permis en matière de rendement
• Considérations déterministes
• Considérations probabilistes
• Considérations organisationnelles
• Autres considérations (expérience d’exploitation [OPEX], bilans périodiques de la sûreté [BPS], etc.)

Veuillez fournir de plus amples renseignements sur le programme d’exercices transfrontaliers d’intervention en cas d’urgence associé aux centrales nucléaires canadiennes situées à proximité des États américains frontaliers, notamment en ce qui concerne : la fréquence, les organismes visés et toute amélioration réalisée dans le contexte d’une telle coopération.

Le Canada a participé à des exercices organisés par les États‑Unis, et vice versa, afin de promouvoir la coopération transfrontalière. De plus, les provinces de l’Ontario et du Nouveau‑Brunswick collaborent avec les États américains voisins en vue de coordonner les exercices et de mettre cette coordination à l’épreuve. Par exemple, la Maine Emergency Management Agency (MEMA) a participé à la planification et à l’exécution des exercices à pleine échelle du Nouveau‑Brunswick (p. ex., INTREPID 2018 et DÉFI SYNERGY 2018). À cette occasion, la MEMA a participé à des conférences et réunions de planification en prévision des exercices, et a mis à l’essai la notification et l’activation du personnel de liaison avec le Centre provincial des opérations d’urgence (CPOU) du Nouveau-Brunswick durant les exercices simulés.

Le Nouveau-Brunswick est également membre du Groupe international de la gestion des urgences (GIGU), qui offre la possibilité aux membres d’obtenir de l’assistance mutuelle pour gérer une urgence ou une catastrophe. Dans le cadre d’un protocole d’entente (le « Compact »), et à l’appui de la Résolution 23‑5 de la Conférence des gouverneurs de la Nouvelle‑Angleterre et des premiers ministres de l’Est du Canada, le GIGU appuie également le processus de planification, de collaboration mutuelle et d’exercices liés aux urgences, ainsi que les essais et les autres activités de formation.

En plus de son Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN), l’Ontario maintient le plan de mise en œuvre pour la centrale nucléaire Fermi 2, située dans l’État voisin du Michigan, aux États-Unis. Le plan de mise en œuvre décrit les mesures qui doivent être prises pour gérer une urgence nucléaire découlant d’un événement à Fermi 2.

La CCSN dispose d’un protocole d’entente avec la NRC des États-Unis visant l’échange d’information et d’expertise. Récemment, la CCSN et la NRC des États‑Unis ont facilité un échange d’inspecteurs. Ce programme d’échange entre la NRC des États-Unis et la CCSN a permis d’acquérir de l’expérience et des connaissances utiles liées à l’intervention des inspecteurs en cas d’urgence, ainsi qu’à d’autres sujets, comme l’approche réglementaire de la surveillance des centrales nucléaires, les pratiques d’inspection et les technologies de réacteurs.

Veuillez fournir de plus amples renseignements sur le programme de réglementation de la CCSN et le fondement de l’établissement de la priorité des inspections des structures, systèmes et composants vieillissants; tant sur le plan de l’approche de la fin de l’exploitation que sur les motifs des décisions relatives à la prolongation des permis pour l’exploitation à long terme.

• Examen des documents du titulaire de permis à l’égard du programme de gestion du vieillissement. Cela comprend, pour l’ensemble de la centrale, l’examen du programme intégré de gestion du vieillissement, les évaluations de l’état des structures, systèmes et composants (SSC) et les plans de gestion du vieillissement ainsi que les plans de gestion du cycle de vie pour les composants majeurs des enveloppes sous pression, comme les canaux de combustible, les conduites d’alimentation et les générateurs de vapeur.
• Examen des documents du titulaire de permis à l’égard des plans relatifs au PIP. Les plans relatifs au PIP visent à se conformer aux exigences des normes du Groupe CSA liées à l’inspection périodique des SSC des centrales nucléaires; ils sont intégrés au manuel des conditions de permis (MCP) de chaque centrale nucléaire. La norme CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, en constitue un exemple.
• Examen des résultats d’inspection, de la surveillance des matériaux et des évaluations de l’aptitude fonctionnelle soumis par les titulaires de permis conformément aux critères de vérification de la conformité du PIP dans le MCP.
• Exécution d’inspections de la conformité dans les installations des titulaires de permis pour confirmer la mise en œuvre efficace des exigences énoncées dans les documents décrits ci‑dessus. Cela comprend par exemple la confirmation que la mise en œuvre des plans de gestion du vieillissement est efficace, que le personnel responsable de la gestion du vieillissement dispose de ce dont il a besoin pour assumer ses fonctions et que les exigences réglementaires du système de gestion du titulaire de permis sont respectées.
• Examen des rapports d’événement soumis par les titulaires de permis conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires en ce qui concerne la dégradation des composants due au vieillissement.

Afin de faciliter les décisions liées à l’exploitation à long terme, des activités de vérification de la conformité sont réalisées pour évaluer la pertinence des activités de gestion du vieillissement du titulaire de permis conformément aux exigences du REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté, en accordant une attention particulière aux facteurs de sûreté suivants :

 
• État réel des SSC importants sur le plan de la sûreté
• Qualification de l’équipement
• Vieillissement

Les activités de vérification de la conformité débutent par des examens des BPS soumis, y compris les documents de fondement et les rapports sur les facteurs de sûreté, et comprendront généralement des inspections sur le site visant à vérifier les éléments des rapports, notamment les évaluations de l’état des SSC, les analyses du vieillissement limitées dans le temps et les analyses des écarts ainsi que les dispositions et recommandations connexes, et à confirmer que des processus sont en place pour assurer le suivi des mesures correctives requises jusqu’à leur achèvement. Les activités du plan intégré de mise en œuvre qui sont nécessaires pour corriger tout écart lié à la gestion du vieillissement sont consignées dans les MCP et font l’objet d’un suivi jusqu’à leur achèvement par le personnel de la CCSN.

Il s’agit d’un point fort potentiel.

En ce qui concerne les activités qui ne sont pas directement recouvrables au titre du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire, il semble que la CCSN soit tenue d’obtenir l’appui du ministre des Ressources naturelles pour obtenir les crédits budgétaires du Parlement. Le ministre est également responsable de la promotion de l’énergie nucléaire. Par conséquent, on ne peut déterminer avec exactitude si suffisamment du financement restant de la CCSN est réservé et si ce financement est adéquatement indépendant de toute contrainte budgétaire et des changements sur le plan des priorités du ministère responsable. Veuillez préciser les garanties existantes qui permettent de veiller à ce que la CCSN soit en mesure d’obtenir le financement restant (c.‑à‑d., hors du cadre de recouvrement des coûts), afin de s’acquitter pleinement de sa mission, indépendamment du ministère responsable.

En mai 2000, la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) entrait en vigueur et créait la CCSN, lui conférant des responsabilités et des pouvoirs pour réglementer un secteur qui englobe tous les segments du cycle du combustible nucléaire et une vaste gamme d’applications industrielles, médicales et universitaires des substances nucléaires. En 2007‑2008, la CCSN a obtenu le pouvoir de dépenser de nouveau les recettes perçues tout au long de l’année pour des activités à recouvrement de coûts (voir la réponse au numéro 88). Ainsi, la CCSN dispose de la capacité « légale » de dépenser de nouveau les recettes perçues.

Les crédits budgétaires à l’appui des activités non recouvrables nécessitent l’approbation du Parlement chaque année. Au fil des années, quel que soit le gouvernement au pouvoir, le financement est demeuré stable, assorti de hausses liées aux pressions inflationnistes et aux rajustements salariaux. La CCSN est un organisme indépendant qui rend des comptes au Parlement par l’intermédiaire du ministre de RNCan. Les crédits votés et le pouvoir légal de la CCSN sont indépendants de ceux de RNCan.

Les crédits servent à financer des organismes sans but lucratif ainsi que des activités non recouvrables, comme les engagements internationaux du Canada à l’égard de la non‑prolifération et des garanties nucléaires.

Si de nouveaux crédits budgétaires sont nécessaires, la CCSN doit faire la preuve du besoin auprès du gouvernement/Parlement, puis obtenir une source de financement par l’intermédiaire du budget fédéral et suivre le processus normal d’approbation du Cabinet.

Veuillez fournir de plus amples renseignements sur la manière dont les diplômés acquièrent suffisamment d’expérience de travail diversifiée qui leur donne l’exposition nécessaire aux problèmes techniques et aux enjeux de génie associés à l’exploitation des centrales nucléaires avant d’être considérés comme étant pleinement compétents dans le cadre de leur profession.

Le nouveau personnel, y compris celui embauché par l’intermédiaire de l’initiative de recrutement de nouveaux diplômés, est tenu de suivre le programme de formation et de qualification des inspecteurs (PFQI) s’il doit assumer les fonctions d’inspecteur dans tout secteur d’activités. Tel qu’il est mentionné à l’alinéa 8.1c) du rapport du Canada, le PFQI met à profit une approche systématique des connaissances sur les centrales nucléaires qui comprend des cours sur les réacteurs CANDU et de la formation en cours d’emploi et qui assure l’exposition adéquate aux enjeux techniques associés à l’exploitation des centrales nucléaires.

La formation en cours d’emploi vise à enseigner les capacités, les connaissances et les compétences nécessaires pour réaliser une tâche particulière en se fiant à l’expérience d’employés chevronnés qui agissent à titre d’encadreurs. Chaque division du programme de réglementation dispose de ses propres manuels de formation en cours d’emploi et guide d’évaluation. L’objectif consiste à s’assurer que les nouveaux inspecteurs fassent l’expérience des activités d’inspection de base avant de recevoir un certificat d’inspecteur. Les manuels de formation en cours d’emploi comprennent les connaissances nécessaires et les tâches didactiques associées à l’exécution des inspections. L’encadreur et le directeur évaluent le rendement et l’efficacité de la formation au moyen du guide d’évaluation élaboré pour leur secteur d’activités. Les manuels de formation en cours d’emploi offrent une approche normalisée pour la formation des nouveaux inspecteurs.

Étant donné que la CCSN compte des bureaux de site dans les centrales nucléaires en exploitation, la formation en cours d’emploi des inspecteurs de site des centrales nucléaires est réalisée dans le contexte d’une participation à temps plein aux activités réglementaires et générales sur le site autorisé, ce qui permet une exposition considérable aux opérations des titulaires de permis.

Les cartes d’inspecteur ne sont délivrées que lorsque le directeur du programme de réglementation et l’autorité compétente (fonctionnaire désigné) sont convaincus que l’inspecteur est qualifié.

Indonésie

Résumé

Page iii

Il est mentionné dans le résumé que le Canada délivre un permis unique pour une centrale nucléaire à tranches multiples. Si une de ces tranches éprouve des difficultés et que la CCSN doit engager une action en justice, comment la CCSN s’y prend-elle pour viser cette tranche en difficulté, qui fait l’objet d’un permis unique pour la centrale?

Au Canada, il n’y a pas à ce jour de centrale nucléaire à tranches multiples exploitée par des titulaires de permis différents pour des tranches visées par un même permis. Le fait qu’il y ait plusieurs tranches dans une centrale ne modifie en rien le pouvoir de la CCSN d’entreprendre une action en justice contre l’exploitant, et l’action pourrait viser expressément une seule tranche précise sans incidence sur l’exploitation des autres tranches.L’étendue de l’action prise serait proportionnelle et dépendrait de la nature de l’infraction.La CCSN pourrait imposer des limites et même arrêter une seule ou plusieurs tranches, voire toutes, d’une centrale nucléaire, si cela s’avère nécessaire. En fait, l’action en justice porterait sur une non‑conformité ou une infraction particulière et ne s’appliquerait pas nécessairement à toutes les tranches.

Indonésie

Article 7

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Le Canada mène des activités de surveillance et de suivi pour recueillir des renseignements en temps réel sur la performance des titulaires de permis et sur les éventuels problèmes émergents. La CCSN obtient-elle des données en temps réel des centrales nucléaires, par exemple les réacteurs de puissance, la température à l’entrée et à la sortie des systèmes de refroidissement, le débit du circuit primaire, etc.?

Question en double – voir la réponse au numéro 15.

À quelle fréquence le système de gestion fait-il l’objet d’une inspection par la CCSN?

L’organisme de réglementation réalise-t-il des inspections spécifiques sur le leadership et la culture de sûreté?

À l’heure actuelle, les titulaires de permis de toutes les installations de catégorie IA (y compris les centrales nucléaires) et de catégorie IB ainsi que des mines et usines de concentration d’uranium ont aligné leurs systèmes de gestion sur la norme CSA N286-12, et leurs manuels des conditions de permis comportent des critères de vérification de la conformité normalisés.

Les inspections du système de gestion sont intégrées dans les plans d’inspection de base de la CCSN. En moyenne, on réalise deux inspections par année visant particulièrement les questions relatives aux systèmes de gestion des centrales nucléaires. Toutes les inspections des centrales nucléaires comportent des observations régulières de certains éléments du système de gestion. Pour les autres titulaires de permis d’installations de catégorie I et de mines et usines de concentration d’uranium, les inspections sont réalisées conformément au plan d’inspection, lequel est fondé sur le profil de risque des activités autorisées. La CCSN réalise des inspections réactives des systèmes de gestion, au besoin, et sollicite la participation de spécialistes du système de gestion dans le cadre d’inspections plus techniques.

Les inspections des examens de la direction sont réalisées périodiquement dans le cadre du plan de conformité de base quinquennal. Il s’agit d’un examen des données par les dirigeants de l’organisation qui vise à évaluer l’efficacité globale du système de gestion et de tous les programmes et activités qui y sont associés.

Le personnel de la CCSN examine et évalue le processus et les résultats de chaque évaluation de la culture de sûreté pour vérifier la conformité du titulaire de permis aux exigences réglementaires (aux termes du REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté de la CCSN, les titulaires de permis sont tenus de réaliser des auto‑évaluations de la culture de sûreté au moins tous les cinq ans).

La rigueur du cadre découle de l’utilisation de principes et d’objectifs de sûreté tirés de l’expérience de l’exploitation acquise dans le monde entier depuis des dizaines d’années. Ces principes et objectifs demeurent un aspect fondamental de tout dossier de sûreté, sans égard au type de technologie ou à la taille de l’installation. Toutefois, le cadre de réglementation reconnaît qu’il est possible de démontrer de nombreuses façons le respect de ces principes et objectifs. La CCSN a articulé des exigences et de l’orientation afin d’assurer la souplesse nécessaire pour démontrer le respect des exigences réglementaires et la mise en place de marges de sûreté et de mesures de défense en profondeur appropriées et défendables. Aux termes des exigences réglementaires et de l’orientation, il incombe au demandeur de démontrer qu’il utilise ou met en place des pratiques éprouvées et que les incertitudes associées à sa proposition sont gérées proportionnellement selon une méthode graduelle.

• Identifier, pour les états de fonctionnement (conditions d’exploitation normales et incidents de fonctionnement prévus) et les conditions d’accident, tous les mécanismes de dégradation qui pourraient nuire à la capacité du combustible de remplir sa fonction nominale (remarque : pour les états de fonctionnement, les mécanismes de dégradation sont appelés mécanismes de dommage; pour les conditions d’accident, ils sont appelés mécanismes de défaillance).
• Formuler, pour chaque mécanisme de dommage qui survient dans le contexte des états de fonctionnement, les critères de conception du combustible qui, s’ils sont respectés, permettent d’assurer que le mécanisme n’empêchera pas le combustible de conserver son aptitude fonctionnelle.
• Formuler, pour chaque mécanisme de défaillance du combustible qui survient dans le contexte des conditions d’accident, les critères de conception du combustible qui, s’ils sont respectés, permettent d’assurer que le mécanisme ne surviendra pas.
• Démontrer, au moyen des critères de conception du combustible pour les états de fonctionnement, que 1) le combustible n’est pas endommagé, et 2) le dommage que le combustible peut causer aux composants des canaux de combustible (comme ceux des réacteurs CANDU) est acceptable, c.-à-d., que les composants conservent leur aptitude fonctionnelle.
• Inclure une analyse déterministe de la sûreté qui démontre, pour la nouvelle conception du combustible, que les limites de dose de la CCSN pour chacun des accidents de dimensionnement de la centrale et les conditions additionnelles de dimensionnement sans dégradation grave du combustible sont respectées en fonction d’une marge suffisante. Les critères de conception du combustible associés aux mécanismes de défaillance du combustible qui pourraient se produire durant ces scénarios d’accidents constituent des paramètres clés de cette démonstration.

Ces critères de conception du combustible doivent être fondés sur des essais expérimentaux, des preuves recueillies durant l’exploitation et des analyses qui énoncent les limites des propriétés des matériaux du combustible lorsque celui-ci est assujetti à des états de fonctionnement et des conditions d’accident. Les exigences et l’orientation à l’égard de ces critères sont énoncées dans le REGDOC‑2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté et dans le REGDOC‑2.5.2 de la CCSN.

Selon la mesure dans laquelle la conception du combustible est novatrice, l’examen réglementaire de la CCSN peut comprendre les aspects suivants :

• physique des réacteurs
• thermohydraulique des combustibles
• conception thermique, mécanique et matérielle du nouveau combustible
• interactions entre le combustible et les canaux de combustible, interactions entre le combustible et le système caloporteur et qualification sismique
• analyse déterministe de la sûreté et étude probabiliste de sûreté
• assurance de la qualité, facteurs humains et formation
• sûreté-criticité nucléaire

• permis de préparation de l’emplacement;
• permis de construction;
• permis d’exploitation;
• permis de déclassement;
• permis d’abandon. »

Pourriez-vous clarifier comment la CCSN réalise les examens réglementaires sur les permis d’abandon délivrés? Quelle sorte de critères la CCSN utilise‑t‑elle aux fins d’examen?

(Nous vous saurions gré de nous transmettre un lien vers le règlement associé à la question soulevée.)

Si la levée inconditionnelle n’a pas encore été obtenue, il pourrait être nécessaire de renouveler perpétuellement l’autorisation de la CCSN, à moins que les risques soient minimes et qu’une supervision assurée par un autre organisme gouvernemental ou de réglementation ne permette à la Commission d’exempter indéfiniment le site d’une autorisation de la CCSN (sur le principe du cas par cas). Afin d’obtenir une exemption, le titulaire de permis doit présenter un dossier de sûreté qui démontre la sûreté à long terme du site.

L’article 4 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) établit les renseignements qui doivent être présentés pour obtenir un permis d’abandon d’une substance nucléaire, d’une installation nucléaire, d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés. Des renseignements supplémentaires sur la présentation d’une demande de permis d’abandon sont fournis à l’article 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI) et à l’article 8 du Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium (RMUCU). Les règlements de la CCSN se trouvent à l’adresse suivante : http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulations/index.

L’article 5 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II (RINERCII) précise l’information qui doit nécessairement être incluse dans une demande de permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie II. Tous les titulaires de permis doivent présenter leurs politiques et procédures à l’égard du déclassement dans le cadre de leur demande.

Lors de l’examen d’une demande de permis d’abandon, la CCSN doit être convaincue que l’abandon du site, de la substance nucléaire et de l’équipement ou du renseignement réglementé ne représente pas de risque déraisonnable pour l’environnement ou la santé, la sécurité et la sûreté des personnes ni pour la sécurité nationale. L’abandon ne doit pas non plus empêcher le Canada de respecter les obligations internationales qu’il a assumées.

Question :

Quelle a été la dose efficace individuelle annuelle la plus élevée reçue par un travailleur dans les centrales nucléaires canadiennes au cours des dix dernières années (2009-2018)?

Questions :

1. La dose efficace individuelle de 100 mSv a-t-elle déjà été dépassée au cours d’une période de cinq ans depuis le 1^er janvier 2001?
2. Quelle a été la dose efficace individuelle la plus élevée pour une période de cinq ans entre le 1^er janvier 2001 et le 31 décembre 2018?
3. La dose efficace de 100 mSv a-t-elle déjà été dépassée pour toute période de cinq années consécutives? Est‑ce que cela vise cinq années civiles ou n’importe quelle période de 60 mois consécutifs?

1. Depuis janvier 2001, il n’y a eu dans les centrales nucléaires au Canada aucun dépassement de la limite de dose efficace sur cinq ans.
2. La dose efficace individuelle la plus élevée pour une période de dosimétrie de cinq ans depuis le 1^er janvier 2001 s’est chiffrée à 74,44 mSv et a été reçue durant la période de dosimétrie de 2011-2015.
3. Le Règlement sur la radioprotection définit la période de dosimétrie de cinq ans, et la limite de dose est fondée sur la période fixe. La dose efficace aux travailleurs des centrales nucléaires a été maintenue inférieure à la limite de 100 mSv pour les périodes de dosimétrie fixes de cinq ans depuis janvier 2001. La dose efficace a également été maintenue inférieure à 100 mSv pour toute période de cinq ans mesurée en fonction d’années consécutives.

L’énoncé du rapport contredit celui du Document.

Pourriez-vous préciser la différence entre les renseignements sur les diverses catégories de permis énumérées dans le rapport et les renseignements sur les permis distincts énumérés dans le Document?

Plus précisément, la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et les règlements de la CCSN utilisent le terme « catégorie » pour définir les types d’activités et d’installations qui sont régies par les permis de la CCSN. Toutefois, ils n’interdisent pas la délivrance d’un seul permis visant plus d’une phase du cycle de vie d’un type donné d’installation autorisée. Par exemple, la Commission pourrait délivrer un seul permis visant à la fois la préparation de l’emplacement et la construction d’une centrale nucléaire (qui constitue une installation de catégorie IA).

1. Les objectifs de sûreté pour toutes les installations dotées de réacteurs se trouvent dans le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires et dans le RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs.
2. Selon les exigences de conception de la CCSN, une analyse de la sûreté de la conception de la centrale doit inclure des techniques d’analyse des dangers, d’analyse déterministe de la sûreté et d’étude probabiliste de sûreté (EPS). L’analyse de la sûreté doit démontrer la réalisation de tous les niveaux de défense en profondeur et confirmer que la conception est en mesure de répondre aux exigences qui s’appliquent, aux critères d’acceptation des doses ainsi qu’aux objectifs de sûreté.
3. Tel qu’il est énoncé dans le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, une demande de permis d’exploitation doit décrire un programme de préparation aux situations d’urgence qui respecte les exigences du REGDOC‑2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires. La section 1.3 du REGDOC‑2.10.1 décrit également la gestion des accidents et son lien avec la préparation aux urgences et le principe de défense en profondeur pour les réacteurs de puissance.
4. Au Canada, les zones de planification et de protection ne sont pas réglementées. La pertinence de la taille des zones d’exclusion proposées est fondée sur les critères d’acceptation des doses ainsi que sur la prise en compte de facteurs qui comprennent, sans s’y limiter, les suivants : exigences de sécurité, facteurs environnementaux, besoins relatifs à l’évacuation et utilisation du territoire. Les critères d’acceptation des doses servent à déterminer la taille minimale acceptable d’une zone d’exclusion. D’autres facteurs peuvent ensuite être examinés afin de déterminer si la zone doit être agrandie. En définitive, l’évaluation de l’acceptabilité de la taille d’une zone est l’aboutissement de la prise en compte intégrée des facteurs susmentionnés. Des renseignements supplémentaires sur le processus d’établissement des zones propres à un projet se trouvent dans le document de travail de la CCSN DIS‑16‑04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis en matière de réglementation, disponible à l’adresse suivante : http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/acts-and-regulations/consultation/comment/d-16-04/index.

En général, la CCSN peut publier ou réviser ses REGDOC plus rapidement qu’elle peut modifier les règlements. Par conséquent, de nombreux REGDOC dont le contenu vise la défense en profondeur ont été publiés ou révisés en 2014 et 2015, de sorte de prendre en compte les leçons apprises pertinentes de Fukushima :

1. REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2
2. REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté
3. REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté
4. REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires
5. REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires
6. REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement

Plus récemment, durant la période visée par le rapport pour la huitième réunion d’examen, la CCSN a également publié les REGDOC suivants, qui comportent un important volume de renseignements liés à la défense en profondeur :

1. REGDOC-1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire
2. REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire
3. REGDOC‑1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires
4. REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires

Au cours des dernières années, le Groupe CSA a également publié des révisions aux normes liées à la défense en profondeur :

1. CSA N290.0, Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires
2. CSA N290.19, Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires
3. CSA N290.17, Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires
4. CSA N290.18, Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires

1. Consolider tous les éléments de la politique de sûreté de la CCSN en un seul document
2. Établir les contraintes de dose pour toutes les installations de catégorie I et normaliser la pratique réglementaire pour les limites de rejet dérivées
3. Officialiser la pratique relative aux échanges d’inspecteurs de la CCSN entre les emplacements des titulaires de permis
4. Documenter les pratiques existantes visant à assurer un examen exhaustif régulier de l’objectivité et de l’indépendance des inspecteurs de la CCSN
5. Veiller à ce que les exigences en matière de radioprotection correspondent aux Prescriptions générales de sûreté (GSR) Part 3 de l’AIEA

Industrie : Établir une approche uniformisée de l’évaluation des approches alternatives qui pourraient être adoptées dans le contexte des conceptions de PRM (en particulier les PRM avancés) par rapport aux attentes réglementaires actuelles qui ont été élaborées pour des conceptions de réacteurs conventionnels plus gros.

Les lignes directrices de la WANO sur la manière d’évaluer le SOER 2003-2 sur Davis Besse indiquent ce qui suit : « L’auto-évaluation devrait être réalisée régulièrement (par exemple, chaque cycle, tous les deux ans, etc.) tel qu’il est déterminé par la centrale. » [traduction]

Les lignes directrices de l’INPO pour le SOER 2002-4 sur Davis Besse indiquent ce qui suit : « Bien qu’aucune fréquence pour la tenue de l’auto-évaluation ne soit précisée, une fréquence nominale de deux ans est devenue la norme. Si on décide de procéder à l’auto‑évaluation à une fréquence moindre que tous les deux ans, il faut déterminer les méthodes utilisées par les cadres et le personnel de l’organisation pour mesurer et surveiller la santé de la culture de sûreté à la centrale entre les auto‑évaluations. » [traduction]

On peut trouver un exemple des dispositions des titulaires de permis qui existaient avant la publication du REGDOC‑2.1.2 dans la norme de surveillance de la sûreté nucléaire d’OPG, qui précise que chaque site doit réaliser une évaluation de la culture de sûreté nucléaire tous les trois ans. Cette fréquence était fondée sur les recommandations de la CCSN et du Groupe des propriétaires de CANDU à ce moment, soit cinq ans et trois à cinq ans, respectivement.

Jusqu’à présent, le REGDOC a principalement mené à l’intégration de la culture de sécurité, en plus de la culture de sûreté, dans les évaluations des titulaires de permis. Plus précisément, le REGDOC‑2.1.2 vise la manière dont les titulaires de permis surveillent et évaluent leur propre culture de sûreté (et de sécurité); les premières constatations établies à la suite d’examens/inspections de la CCSN auraient donc trait à ce processus (et non à l’état de la culture de sûreté propre au titulaire de permis).

1. Offrir un encadrement et un mentorat continu aux superviseurs, gestionnaires et cadres à l’égard des caractéristiques du leadership qui sont nécessaires pour maintenir une saine culture de sûreté réglementaire.
2. Mettre au point un outil d’identification, de résolution, de signalement et de communication des problèmes.
3. Élaborer une politique globale de la culture de sûreté réglementaire.
4. Élaborer des stratégies permettant de veiller à ce que le savoir technique et réglementaire essentiel soit activement géré et facilement accessible.
5. Réaliser une évaluation de la culture de sûreté réglementaire dans trois à cinq ans.

Ces recommandations sont décrites de manière plus approfondie dans la réponse au numéro 120.

Par exemple, conformément à la gouvernance d’OPG, tous les principaux éléments du plan d’urgence nucléaire font l’objet d’essais/entraînements tous les cinq ans, en plus d’un exercice intégré à pleine échelle tous les trois ans, pour chaque site. Le programme d’entraînement et d’exercice d’OPG permet de renforcer la capacité de préparation et d’intervention en vue d’urgences nucléaires potentielles qui sont déterminées au moyen d’une approche « et si? ». Au moyen d’entraînements/exercices simulés, le personnel d’OPG et les partenaires externes parviennent à mieux comprendre les procédures d’urgence essentielles et apprennent à mieux réagir dans le contexte de diverses urgences nucléaires.

1. Examiner les questions urgentes qui pourraient avoir une incidence sur la santé de la culture de sûreté nucléaire afin de veiller à ce qu’elles soient bien gérées.
2. Évaluer régulièrement les tendances ou les enjeux potentiels relatifs à la culture de sûreté nucléaire et en faire rapport à l’équipe responsable du site.

La NEI 09-07 établit un cadre de surveillance de la culture de sûreté nucléaire. Elle comprend et complète les évaluations périodiques de la culture de sûreté nucléaire actuelles. La NEI 09-07 « décrit l’approche de l’industrie de l’évaluation et de la gestion des enjeux relatifs à la culture de sûreté nucléaire. Elle vise à fournir un processus permanent, holistique, objectif, transparent et axé sur la sûreté, qui met à profit toute l’information disponible pour déceler rapidement tout problème potentiel, pour élaborer des mesures correctives efficaces et pour surveiller l’efficacité des interventions. » [traduction]

Le CSCSN se réunit au moins chaque trimestre pour évaluer la culture de sûreté nucléaire des sites. Au minimum, le comité met à profit les paramètres de processus suivants pour étayer son évaluation :

• rapports sur l’état de la centrale et plans de mesures correctives
• tendances sur le plan du rendement
• résultats d’inspection de la CCSN
• auto-évaluations de la culture de sûreté nucléaire
• évaluations de l’industrie
• expérience de l’exploitation
• auto-évaluations/analyses comparatives
• observations comportementales
• préoccupations des employés
• enjeux relatifs à l’effectif
• audits relatifs à la surveillance nucléaire

Le comité recueille, compile et examine des données propres au site dans l’ensemble de l’organisation. Les tendances et recommandations spécifiques sont présentées à l’équipe responsable de chaque site.

• Les doses maximales aux travailleurs étaient bien inférieures aux limites réglementaires annuelles (très peu de doses aux travailleurs étaient supérieures aux seuils d’intervention des titulaires de permis).
• Les rejets radiologiques étaient très faibles (en général moins de 1 % des limites de rejet dérivées, et très peu de rejets supérieurs aux seuils d’intervention des titulaires de permis).
• La dose maximale estimée au public provenant d’une centrale nucléaire était très faible (la plus élevée des valeurs annuelles était de 0,0090 mSv).
• Il n’y a eu aucun accident ni aucune défaillance grave des systèmes fonctionnels.
• Les événements opérationnels survenus ont été résolus grâce aux éléments attendus de défense en profondeur, comme les éléments de conception et les interventions procédurales de l’opérateur.
• Le dossier relatif à la sécurité classique des travailleurs était très bon (en général meilleur que ceux d’industries comparables).

Le plan de conformité annuel est fondé sur le plan de conformité de base quinquennal, les activités qui n’ont pas été achevées durant l’année antérieure et toute activité de vérification de la conformité additionnelle nécessaire (p. ex., activités de vérification de la conformité visant à corriger des antécédents récents d’un titulaire de permis).

La planification pour les centrales dont des tranches font l’objet d’une remise en état ou d’une mise à l’arrêt doit également tenir compte d’activités de vérification de la conformité additionnelles propres à ces changements sur le plan des états de fonctionnement.

Le délai de l’avis pour une inspection sur le terrain peut varier considérablement selon l’ampleur de la participation nécessaire du titulaire de permis. Si l’inspection sur le terrain vise l’observation de tâches spécifiques sur le terrain, le titulaire de permis recevra un avis raisonnable afin de pouvoir coordonner l’observation avec les inspecteurs. Toutefois, certaines inspections sur le terrain peuvent s’inscrire dans la catégorie des inspections non annoncées si la participation du titulaire de permis n’est pas requise. Cette marge de manœuvre intégrée permet aux inspecteurs de réagir aux situations qui surviennent dans les centrales nucléaires.

De l’été 2015 à 2021, tout le combustible sera transféré en stockage à sec dans des modules CANSTOR, où il sera refroidi passivement par convection naturelle de l’air.

Tout le combustible usé demeurera dans les modules CANSTOR jusqu’en 2050, lorsque débutera le transfert du combustible vers un dépôt géologique en profondeur.

• Tient-on des réunions de haut niveau entre la CCSN et les titulaires de permis pour discuter de la culture de sûreté nucléaire et de son amélioration?
• De quelle manière la CCSN favorise‑t‑elle la conformité des titulaires de permis aux exigences réglementaires relatives à la culture de sûreté (p. ex., REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté)?

• Une réunion de travail a eu lieu entre les membres du Groupe des propriétaires de CANDU (COG) et ceux de la Division du rendement humain et organisationnel (DRHO) de la CCSN à la fin de 2019 pour entamer des discussions sur la mise en œuvre du REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté de la CCSN. De plus, le personnel de la CCSN observe régulièrement les réunions du CSCSN dans les centrales nucléaires, lors desquelles la culture de sûreté et ses améliorations font l’objet de discussions.
• Par souci de clarté, le REGDOC‑2.1.2 vise la manière dont les titulaires de permis surveillent et évaluent leur propre culture de sûreté; les premières constatations établies à la suite d’examens/inspections de la CCSN auraient donc trait à ce processus (et non à l’état de la culture de sûreté propre au titulaire de permis). Les discussions de travail entre la CCSN et le COG permettent de favoriser la compréhension des exigences du REGDOC‑2.1.2, à l’instar de l’observation par le personnel de la CCSN des réunions du CSCSN des titulaires de permis.

• Combien d’inspecteurs de site de la CCSN sont en poste à chaque site? Y a‑t‑il des principes régissant l’affectation (désignation et rotation) des inspecteurs de site?
• Y a‑t‑il une procédure ou de l’orientation interne décrivant le rôle d’inspecteur de site, la procédure d’inspection et les protocoles relatifs aux titulaires de permis?
• Quelle est la proportion d’inspecteurs de site en fonction du taux annuel d’année‑personne pour les inspections des centrales nucléaires?

• Le nombre d’inspecteurs de site dépend du nombre de tranches sur le site visé et des projets majeurs en cours, par exemple la remise en état. Une centrale nucléaire à tranche unique, comme Point Lepreau, compte trois ou quatre inspecteurs, en plus d’un superviseur de site qui est également un inspecteur désigné. Un site comme celui de Bruce, qui possède huit tranches, compte huit inspecteurs en plus d’un superviseur de site. Le bureau de site de la CCSN à Bruce accueillera deux inspecteurs additionnels durant les activités de remise en état à venir. Lorsque les inspecteurs de site sont embauchés, ils sont affectés à un emplacement particulier. La CCSN encourage les inspecteurs à participer aux inspections visant d’autres emplacements du titulaire de permis et, deux fois par année, tous les inspecteurs se réunissent pour mettre en commun l’OPEX et les leçons apprises. La mission du SEIR a relevé que, à l’heure actuelle, ces pratiques ne sont pas consignées officiellement dans le système de gestion. La CCSN a accepté la suggestion relative à l’officialisation de ces protocoles.
• Le système de gestion de la CCSN établit des procédures qui sont suivies par les inspecteurs dans le contexte de l’exécution d’une inspection ainsi que le protocole de communication avec le titulaire de permis. La procédure organisationnelle Réaliser une inspection est suivie par tous les inspecteurs, sans égard au secteur d’activités. Toutefois, la Direction de la réglementation des centrales nucléaires dispose également de procédures qui établissent la manière de réaliser chaque type d’inspection. Le rôle d’un inspecteur de site est expliqué en détail dans sa description de tâches, qui comprend un résumé de ses fonctions et responsabilités, tout comme l’ensemble des exigences relatives aux compétences et connaissances attendues en fonction de chaque niveau.
• La CCSN compte 35 inspecteurs de site des centrales nucléaires qui consacrent environ 35 % de leur temps à l’exécution d’inspections (inspections de type I et de type II et inspections sur le terrain). Leurs autres fonctions comprennent la surveillance et la supervision, l’examen des événements et les évaluations de la conformité. La contribution des inspecteurs de site représente 45 % de l’effort total de la CCSN à l’égard des inspections des centrales nucléaires.

Les organisations disposent également de programmes d’identification et de résolution de problèmes qui permettent de repérer, d’analyser, de documenter et de gérer ces problèmes au moyen d’efforts et dans des délais qui sont proportionnels à leur importance.

En ce qui a trait aux programmes d’apprentissage et à la promotion, la culture équilibrée est promue dans de multiples domaines, y compris les communications internes, la formation, les manuels de la centrale et les déploiements connexes, les réunions de tout le personnel/discussions ouvertes, diverses réunions, etc.

• Quels sont les avantages et les inconvénients de l’évaluation intégrée de la culture de sûreté et de la culture de sécurité en fonction de l’expérience?
• Des contradictions ont‑elles été relevées entre la culture de sûreté et la culture de sécurité?
• Bruce Power compte‑t‑elle réaliser une évaluation intégrée de la culture de sûreté et de la culture de sécurité en 2020?
• Bruce Power a‑t‑elle relevé des synergies, des limites et des approches recommandées découlant de questionnaires et d’évaluations intégrés du point de vue de l’interface entre la sûreté et la sécurité?

• Les avantages et les inconvénients de l’évaluation simultanée de la culture de sûreté et de la culture de sécurité sont les suivants : 1) bonne synergie entre les sujets, 2) favorise une meilleure participation que lors de la tenue de deux évaluations distinctes en raison de la « fatigue liée à l’évaluation », 3) permet l’établissement d’un plan d’action mixte pour gérer les enjeux communs à la culture de sûreté et à la culture de sécurité. Les inconvénients incluent les suivants : 1) aboutit à une enquête beaucoup plus vaste qui nécessite davantage de temps d’analyse, 2) nécessite que l’équipe d’évaluation soit formée de personnel qui comprend à la fois la culture de sûreté et la culture de sécurité, les personnes qui connaissent les deux domaines sont peu nombreuses.
• Aucune contradiction n’a été relevée entre la culture de sûreté et la culture de sécurité; toutefois; on a remarqué que le personnel qui travaille dans le domaine de la sécurité a répondu de manière très différente aux questions relatives à la culture de sécurité que le reste du personnel.
• Oui. Bruce Power compte continuer de réaliser des évaluations intégrées de la culture de sûreté et de la culture de sécurité.
• L’un des principaux avantages est que l’évaluation intégrée a permis à la plupart du personnel de comprendre qu’il existe de nombreuses synergies entre la culture de sûreté et la culture de sécurité. Nous avons évalué 62 caractéristiques d’une saine culture de sûreté et 20 caractéristiques d’une saine culture de sécurité. Ce faisant, nous avons découvert qu’il existe un écart entre la manière dont le personnel général et le personnel de sécurité conçoivent les caractéristiques de la culture de sécurité, alors que les questions relatives à la culture de sûreté ont suscité des réponses généralement harmonisées entre les deux groupes de travailleurs. Nous avons également déterminé que notre méthode d’évaluation de la culture de sûreté convient tout à fait à l’évaluation simultanée de la culture de sécurité, et nous comptons adopter une méthode semblable dans le contexte de l’évaluation de 2020. Nous recommandons à tous d’utiliser un tel processus étant donné que le personnel connaît généralement bien ce processus, dont l’efficacité a été démontrée.

• Qu’est-ce que le processus de leadership en matière de sûreté?
• Sur quel aspect la CCSN met‑elle l’accent dans une évaluation?

• Les caractéristiques à l’annexe A (le cadre normatif) du REGDOC‑2.1.2 sont fondées sur les documents GS‑G‑3.5 et NSS‑7 de l’AIEA, qui reconnaissent tous deux l’importance du leadership pour la culture de sûreté et la culture de sécurité. Les indicateurs assortis expliquent de manière plus approfondie les caractéristiques. Dans le présent cas, la caractéristique du processus de leadership en matière de sûreté est assortie d’indicateurs qui visent notamment la communication, le travail d’équipe, les pratiques de gestion (p. ex., la visibilité sur le terrain, le fait de ne pas abuser de son pouvoir) et les pratiques organisationnelles (p. ex., la gestion du changement, la prise de décisions). L’ensemble des indicateurs peut permettre de comprendre la caractéristique, et l’ensemble de caractéristiques peut permettre de comprendre la culture de sûreté d’une organisation.
• La CCSN met l’accent sur les processus de surveillance et d’évaluation dans le REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté. Autrement dit, une fois la rédaction d’une politique de sûreté terminée, de quelle manière cette politique est‑elle appliquée concrètement? Dans le cas des centrales nucléaires, il s’agit d’évaluations approfondies qui respectent l’orientation prévue dans le REGDOC; l’accent est mis sur le processus d’une évaluation de la culture de sûreté.

• Veuillez décrire en détail le processus et les méthodes d’évaluation.
• De quelle manière la CCSN met‑elle en œuvre et gère‑t‑elle les mesures de suivi?

• La méthode d’évaluation a été élaborée de sorte de s’aligner sur la Collection rapports de sûreté n^o 83 : Performing Safety Culture Self‑assessments de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), dans la mesure du possible. L’évaluation faisait appel à une approche multiple pour recueillir des données au moyen d’examens de la documentation, de groupes de discussion et d’un questionnaire sur la perception des employés à l’égard de la culture de surveillance de la sûreté. La CCSN a également eu recours à la publication The Safety Culture of an Effective Nuclear Regulatory Body de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN).
• La mise en œuvre et la gestion des mesures de suivi ont été élaborées et approuvées par la direction de la CCSN et ont fait l’objet d’un suivi jusqu’à leur achèvement au moyen d’un plan d’action de la direction (PAD). Le PAD établissait les personnes responsables de l’exécution des mesures qui répondaient à chacune des recommandations de l’auto‑évaluation.

• les rôles de l’organisme de réglementation pour assurer la gestion de la sûreté concernant les FHO;
• les FHO dans le cadre de la réglementation (programme de performance humaine, formation, gestion de la fatigue, gestion des changements organisationnels, etc.);
• les services (directions, équipes, groupes, etc.) de l’organisme de réglementation responsables de la vérification des FHO (inspection et évaluation);
• le nombre et les qualifications des personnes responsables de la réglementation et affectées à la vérification, à l’inspection et à l’évaluation des FHO;
• la manière de distinguer les domaines de surveillance réglementaire entre les FHO et la culture de sûreté;
• la façon dont le lien étroit entre les FHO et la culture de sûreté se manifeste dans les enjeux de sûreté, dans le cadre d’une analyse de la crédibilité humaine et organisationnelle.

• Au cours des activités d’autorisation et de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine et inspecte les mesures prises par les titulaires de permis dans le contexte du cadre de réglementation pour les FHO, ce qui est décrit dans la réponse à la question ii). Le personnel de la CCSN examine et inspecte également de manière approfondie les systèmes de gestion des titulaires de permis, ce qui comprend la gouvernance, les procédures et les processus utilisés pour gérer les FHO.
• Le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN couvre les activités qui permettent une gestion efficace de la performance humaine grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui assure la présence d'un nombre suffisant d'employés du titulaire de permis dans tous les domaines professionnels pertinents, et que ces employés disposent des connaissances, compétences, procédures et outils nécessaires pour exercer leurs fonctions en toute sécurité. Les principaux domaines du cadre des DSR liés aux facteurs humains et organisationnels (FHO) sont indiqués ci‑dessous. Les FHO peuvent également s’appliquer à d’autres aspects du cadre des DSR, par exemple la performance concernant la gestion des arrêts, la gestion des accidents graves et le rétablissement, l’entretien, les pratiques de gestion des déchets, les installations et l’équipement de sécurité :

Système de gestion

• organisation
• examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
• expérience d’exploitation
• gestion des changements
• culture de sûreté
• gestion des entrepreneurs

Gestion de la performance humaine

• programme de performance humaine
• formation du personnel
• accréditation du personnel
• examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
• organisation du travail et conception des tâches
• aptitude au travail

Conduite de l’exploitation

• procédures
• rapport et établissement de tendances

Analyse de la sûreté

• facteurs humains dans les analyses déterministes et probabilistes de la sûreté

Conception matérielle

• gouvernance de la conception (facteurs humains dans la conception)

• et iv) Il y a quatre divisions au sein de la Direction de la gestion de la sûreté qui mènent des activités de réglementation liées aux FHO à la CCSN (le nombre d’employés menant des activités de réglementation liées aux FHO dans chaque division est indiqué entre parenthèses) :
  • -Division du rendement humain et organisationnel (12)
  • -Division de l’évaluation des programmes de formation (7)
  • -Division de l’accréditation du personnel (9)
  • - Division des systèmes de gestion (12)

Le personnel de la CCSN ayant des responsabilités liées aux aspects des FHO comprend des diplômés ayant des qualifications et une expérience pertinentes dans les aspects spécifiques des FHO qu’ils examinent et évaluent. Un certain nombre d’entre eux ont des diplômes d’études supérieures dans les domaines des facteurs humains, de l’ergonomie et de la psychologie, ainsi que des accréditations professionnelles liées aux FHO.En outre, les inspecteurs résidents des centrales nucléaires assurent une surveillance réglementaire, notamment des modalités de travail et des activités menées par le personnel du titulaire de permis et les entrepreneurs.

1. La performance humaine concerne les activités professionnelles qu’une personne ou une équipe effectue et les résultats de ces activités. Les FHO comprennent les facteurs qui influent sur la performance humaine, c’est-à-dire qui aident les personnes à accomplir leurs tâches avec succès, et ceux qui peuvent nuire à la performance souhaitée, y compris ceux liés à la sûreté. Un aspect des FHO est la culture de sûreté, que la CCSN définit comme suit : « les caractéristiques de l’environnement de travail, notamment les valeurs, les règles et la compréhension commune qui influent sur les perceptions et les attitudes des employés à l’égard de l’importance que le titulaire de permis accorde à la sûreté. »Les titulaires de permis de centrale nucléaire sont tenus de documenter leur engagement envers la culture de sûreté et de procéder à des évaluations complètes, systématiques et rigoureuses de la culture de sûreté au moins tous les cinq ans.La prise en compte de la culture de sûreté par une organisation favorise l’introspection, la réflexion et la compréhension des valeurs sous‑jacentes qui animent l’organisation, afin de reconnaître l’état actuel et de déterminer où l’organisation veut être. Outre la culture de sûreté, il existe d’autres facteurs qui influent sur la performance humaine, notamment le programme de performance humaine, la formation du personnel et l’aptitude au travail. Ces facteurs sont liés directement et de manière plus tangible au travail des personnes, et tiennent compte des relations entre les humains, la technologie et l’organisation qui fournissent un contexte aux activités de travail spécifiques.
2. L’alinéa 3d.1 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule que la demande de permis visant une installation nucléaire de catégorie I, autre qu’un permis d’abandon, doit comprendre les renseignements suivants : « le programme de performance humaine proposé pour l’activité visée, y compris les mesures qui seront prises pour assurer l’aptitude au travail des travailleurs ». Le personnel de la CCSN élabore actuellement un document d’application de la réglementation sur la performance humaine, qui fournira des exigences et des orientations supplémentaires permettant de distinguer les différents éléments pris en compte dans les évaluations des FHO. Le personnel de la CCSN considère que la culture de sûreté est un des aspects des FHO, comme il est décrit ci‑dessus. Le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN compte 14 DSR, chacun d’entre eux étant ventilé en domaines particuliers. Dans le DSR 1, Système de gestion, l’un des domaines particuliers est la culture de sûreté.Le DSR 2, Gestion de la performance humaine, comprend six domaines particuliers : Programme de performance humaine, Formation du personnel, Accréditation du personnel, Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation, Organisation du travail et conception des tâches, Aptitude au travail. Bien que certains de ces domaines particuliers correspondent clairement aux FHO, l’objectif est que le domaine particulier Programme de performance humaine donne une vue d’ensemble intégrée de la façon dont les FHO sont compris et gérés par le titulaire de permis. L’approche envisagée pour la surveillance réglementaire des FHO s’inspire du document IAEA-TECDOC-1846 Regulatory Oversight of Human and Organizational Factors for Safety of Nuclear Installations (2018), et de Daniellou, F., Simard, M. et Boissières, I. (2011) : Les facteurs humains et organisationnels de la sécurité industrielle : un état de l’art, numéro 2011-01 des Cahiers de la sécurité industrielle, Fondation pour une culture de la sécurité industrielle, Toulouse, France (ISSN 2100-3874) (disponible sur foncsi.org).

1. Y a-t-il d’autres méthodes utilisées pour détecter les erreurs humaines en plus de la surveillance du comportement individuel?
2. En ce qui concerne le système de codage, quels types de codes sont définis dans le système et quels sont les critères employés pour déterminer et classer les codes d’erreur humaine?
3. Comment le système de codage est-il appliqué pour enquêter sur les erreurs humaines et les analyser?

1. Les personnes peuvent s’autocontrôler par une attitude de questionnement pour détecter les situations anormales.Il y a trois outils précis pour détecter une erreur avant un événement : contrôles indépendants, simultanés et par les pairs. La séance d’information avant un travail qui prévoit les conséquences crédibles ainsi que les pires conséquences sur la centrale, le personnel et l’environnement si une erreur n’est pas détectée permet également de sensibiliser les travailleurs aux situations potentielles, ce qui peut aider à les détecter avant qu’elles ne deviennent des problèmes. L’analyse des problèmes mineurs, grâce à des outils de performance humaine, permet également de détecter les problèmes plus généraux.
2. La gouvernance de la performance humaine à la centrale décrit les critères de détermination et de classification des codes d’erreur humaine. Le codage comprend les précurseurs d’erreur (distractions, charge de travail élevée, actions répétitives, etc.), les outils de performance humaine et le mode de performance (basé sur les compétences, les règles ou les connaissances).
3. Ce codage permet de déterminer les défaillances afin d’établir les mesures nécessaires pour gérer l’événement.

1. Serait-il possible de fournir les exigences décrites et réglementées dans le document RD-204?
2. Pour se conformer à l’exigence relative à l’aptitude au travail, quelles mesures sont mises en œuvre dans les centrales nucléaires canadiennes? Et comment la CCSN inspecte-t-elle l’aptitude au travail du personnel dans les centrales nucléaires au Canada?

1. Le document RD-204 contient des exigences générales concernant l’obligation des centrales nucléaires d’avoir un programme d’aptitude au travail documenté pour les travailleurs accrédités (http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents/published/html/rd204/index). Des exigences plus détaillées concernant l’aptitude au travail des travailleurs des centrales nucléaires figurent dans :
   1. REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs
   2. REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues
   3. REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire
2. Les exigences concernant l’aptitude au travail s’appliquent à tous les sites à sécurité élevée au Canada, ce qui comprend les centrales nucléaires. Lorsqu’elle évalue la conformité des programmes des titulaires de permis et leur mise en œuvre par rapport aux exigences concernant l’aptitude au travail, la CCSN utilise les techniques standards d’évaluation de la conformité et des stratégies d’application (p. ex., des inspections sur le site et des évaluations techniques des demandes présentées par les titulaires de permis).Généralement, lorsqu’un nouveau document d’application de la réglementation est publié, la CCSN effectue une inspection de type I sur le site pour s’assurer que les programmes des titulaires de permis répondent aux exigences.Des inspections de type II et des inspections mineures sur le terrain sont ensuite réalisées pour évaluer les résultats des programmes des titulaires de permis par rapport aux exigences.Comme le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs a été publié récemment, des inspections de type I sont actuellement effectuées.Au cours de ces inspections, le personnel de la CCSN vérifie de nombreux aspects, tels que les mesures prises par les titulaires de permis pour gérer la fatigue, notamment les mesures visant à contrôler le nombre d’heures de travail, le nombre de quarts de travail consécutifs et les périodes de repos entre les quarts de travail.En ce qui concerne le document REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, les futures inspections de type I permettront de vérifier que les titulaires de permis disposent d’énoncés de politique clairs concernant la consommation d’alcool et de drogues et l’affaiblissement des facultés au travail, ainsi que des programmes de soutien permettant aux travailleurs de demander de l’aide. Ces inspections permettront également de vérifier que des tests de dépistage de l’alcool et des drogues sont effectués pour les postes essentiels et importants sur le plan de la sûreté, conformément aux exigences du REGDOC.En ce qui concerne le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire, le personnel de la CCSN vérifiera que tous les agents de sécurité nucléaire ont réussi les tests médicaux, psychologiques et physiques en vérifiant leurs certificats. Le personnel de la CCSN effectuera également des inspections et une surveillance pour s’assurer, par exemple, que les tests d’aptitude physique (disposition, équipement utilisé, etc.) répondent aux exigences du REGDOC.

1. Comment la CCSN évalue-t-elle, du point de vue des facteurs humains, les modifications à la conception apportées en réponse à l’accident de Fukushima dans les résultats des BPS?
2. La CCSN évalue-t-elle également les modifications à la conception de la salle d’arrêt à distance et de la salle d’intervention d’urgence dans les résultats des BPS?

1. En 2015-2016, le personnel de la CCSN a examiné des échantillons d’activités pour vérifier que les titulaires de permis de centrale nucléaire tenaient compte correctement des facteurs humains dans la conception de certains processus et artefacts résultant des mesures prises à la suite de l’accident de Fukushima. Le personnel de la CCSN a également vérifié que les titulaires de permis mettaient au point et modifiaient de manière adéquate leurs procédures résultant de ces mesures de suivi.À la suite de ces inspections, le personnel de la CCSN a observé l’exécution des mesures prises sur le terrain par les opérateurs pour alimenter en eau les chaudières à partir de l’autopompe (équipement d’atténuation en cas d’urgence) et a observé les exercices de validation des Lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) dans le simulateur.Ces activités étaient effectivement indépendantes des BPS.
2. Le personnel de la CCSN évalue les installations de soutien d’urgence dans le facteur de sûreté 1 du BPS par rapport aux exigences du REGDOC-2.5.2 de la CCSN, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires (section 8.10.2 pour la salle de commande auxiliaire et section 8.10.3 pour les installations de soutien d’urgence). Les installations comprennent un centre de soutien technique et des installations d’intervention d’urgence sur le site. Le personnel de la CCSN met l’accent sur l’installation du système d’affichage des paramètres de sûreté.La conception des réacteurs CANDU comporte une zone de commande auxiliaire à l’extérieur de la salle de commande principale, à partir de laquelle on peut arrêter le réacteur.

1. Comment le cadre de réglementation canadien en matière de déclassement est-il organisé?
2. Les documents N286-12, N286.7-16 ou REGDOC-2.1.1 décrits dans les documents d’application de la réglementation du Canada concernant l’assurance‑qualité contiennent-ils des renseignements touchant l’AQ qui pourraient être appliqués pendant la phase de déclassement? Si oui, comment sont-ils décrits?

1. La CCSN exige que la planification du déclassement se déroule tout au long du cycle de vie de l’activité autorisée et qu’un plan préliminaire de déclassement (PPD) ainsi qu’un plan détaillé de déclassement (PDD) soient présentés à la CCSN aux fins d’approbation.Les exigences particulières pour un permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I ou II ou d’une mine et usine de concentration d’uranium sont énumérées à l’article 7 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI), à l’article 5 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II (RINERCII), et à l’article 7 du Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium (RMUCU).Les renseignements figurant à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN), ainsi qu’aux articles du RINCI et du RMUCU traitant des exigences générales sont également requis. Voici des exemples des exigences à satisfaire relativement à une demande de permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I :
   1. les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peut avoir le déclassement, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets
   2. les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement
   3. • les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale, y compris un plan d’intervention d’urgence

En plus de la LSRN et de ses règlements d’application, la CCSN a élaboré des documents d’application de la réglementation, qui constituent un élément clé de son cadre de réglementation pour les activités nucléaires au Canada. Ils fournissent des précisions supplémentaires aux titulaires et aux demandeurs de permis, en leur expliquant ce qu’ils doivent faire afin de se conformer aux exigences prescrites par la LSRN et ses règlements.

Le guide d’application de la réglementation    G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées (en cours de révision sous le nom de REGDOC-2.11.2), énonce les attentes réglementaires à l’égard des titulaires de permis concernant la préparation et le contenu des plans préliminaire et détaillé de déclassement pour ce qui est des activités autorisées par la CCSN.

• La norme N294.0 du Groupe CSA, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, décrit les exigences et l’orientation supplémentaires sur le déclassement des installations nucléaires et d’autres lieux où des substances nucléaires sont gérées, possédées ou stockées. Par exemple, ce document stipule que l’on doit évaluer la sûreté du déclassement afin de déterminer les dangers pour les travailleurs et le public, tant pour les activités régulières de déclassement que pour les accidents crédibles au cours du déclassement. Dans le cas où l’état final du déclassement comporte un site de stockage définitif des déchets, le titulaire de permis doit satisfaire à toutes les exigences réglementaires applicables à une installation de stockage définitif des déchets radioactifs et en démontrer la sûreté au moyen d’un dossier de sûreté et d’une évaluation de la sûreté après la fermeture de l’installation. D’autres exigences concernant le dossier de sûreté et l’évaluation de la sûreté figurent dans le REGDOC-2.11.1 de la CCSN, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs.
• Les documents d’application de la réglementation et les normes de l’industrie peuvent être cités en référence dans les renseignements fournis par un demandeur à l’appui de sa demande de permis, et ils sont utilisés par le personnel de la CCSN pour évaluer la demande. Ces documents d’application de la réglementation et normes font partie du fondement d’autorisation de l’installation une fois que le permis est délivré.
• Toutes ces exigences réglementaires visent à garantir que les demandeurs de permis démontrent qu’ils sont qualifiés pour exercer l’activité autorisée et qu’ils prendront des dispositions adéquates pour assurer la santé, la sûreté, la sécurité des personnes ainsi que la protection de l’environnement. Le personnel de la CCSN examine minutieusement toutes les demandes afin de déterminer si les mesures de sûreté et de réglementation proposées pour le déclassement dans une demande de permis, ainsi que ses documents à l’appui de la demande, sont adéquates et répondent aux exigences applicables.

1. Oui, les exigences en matière d’assurance de la qualité sont établies lorsque la Commission délivre un permis de déclassement. Ce permis citerait directement la norme N286-12 du Groupe CSA (ou elle serait incluse par renvoi dans le fondement d’autorisation de l’installation).
   1. La norme N286-12 stipule ce qui suit : « La présente norme s’applique au cycle de vie de l’installation nucléaire, depuis sa conception initiale jusqu’à l’achèvement du déclassement » [traduction]. Ainsi, ces exigences en matière d’assurance-qualité s’étendent au déclassement.
   2. La norme N294-19 du Groupe CSA, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, exige la mise en place d’un programme d’assurance-qualité et stipule que « Le programme d’assurance-qualité doit correspondre à la norme CSA N286 ou tout autre programme d’assurance-qualité reconnu et accepté » [traduction].
   3. Le REGDOC-2.1.1 fait également référence à la norme CSA N294.

1. L’organisme de réglementation procède-t-il à des inspections ou à des vérifications directes des principaux titulaires de permis? Si ce n’est pas le cas, dans quelle mesure leurs auto-évaluations sont-elles fiables?
2. À quelle fréquence la CCSN examine-t-elle les titulaires de permis? Examine-t-elle tous les titulaires de permis ou certains d’entre eux seulement?

1. La CCSN inspecte périodiquement les systèmes de gestion des titulaires de permis, y compris ceux des centrales nucléaires. La haute direction des titulaires de permis procède à des auto-évaluations générales de l’efficacité de leur système de gestion.La CCSN inspecte ce processus, ainsi que tous les autres types d’évaluation.Les auto-évaluations des titulaires de permis sont fiables, d’après les observations antérieures de la CCSN, et sont menées conformément aux calendriers des titulaires de permis.
2. Le personnel de la CCSN inspecte et examine les processus et les résultats d’évaluation en moyenne deux fois tous les cinq ans pour les centrales nucléaires.

En ce qui concerne les analyses déterministes de la sûreté, l’analyse des accidents graves consiste en une meilleure estimation, et aucune estimation des incertitudes n’est requise. Le degré d’incertitude de cette analyse est élevé par rapport à l’analyse effectuée pour les événements de dimensionnement.

1. Selon la page 154, une partie des méthodes d’évaluation élaborées pour les opérations au‑delà de 210 000 HEPP ont déjà été intégrées dans la norme N285.8 du Groupe CSA.Est‑ce prévu d’intégrer l’ensemble des méthodes dans la norme CSA?Si oui, quand pensez-vous que cela sera fait?
2. La limite pour les HEPP figurant dans le tableau de la page 155 signifie-t-elle que les tranches 5 à 8 de Bruce et de Pickering ont été approuvées par la CCSN pour leur exploitation à la limite des HEPP?

1. La norme N285.8 du Groupe CSA, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU, prescrit les exigences techniques obligatoires et les critères d’acceptation pour les évaluations de l’aptitude fonctionnelle, afin de soutenir l’exploitation sûre des tubes de force d’un point de vue structural. Elle comprend également des procédures techniques non obligatoires (facultatives) et indique les propriétés des matériaux qui peuvent être utilisés dans les évaluations pour démontrer la conformité aux exigences techniques et aux critères d’acceptation. La norme CSA N285.8 est maintenue et actualisée par le comité d’experts techniques responsable, dans le but de la garder à jour et techniquement valide. À mesure que les activités de R et D de l’industrie progressent, d’autres procédures d’ingénierie et propriétés des matériaux pourront être incluses dans les futures mises à jour de la norme.Cependant, certaines procédures d’ingénierie et propriétés des matériaux pourraient ne pas être intégrées dans la norme du Groupe CSA, par exemple en raison de la complexité et de la nature évolutive du domaine en cause, et elles seraient plutôt documentées dans les rapports de R et D de l’industrie.
2. Oui, les limites indiquées dans le tableau de la page 132 sont les limites du nombre d’heures équivalentes pleine puissance pour l’exploitation des tubes de force approuvées pour les centrales nucléaires par la CCSN.

À cet égard, veuillez expliquer les détails des activités d’examen et d’inspection de l’organisme de réglementation concernant le programme et les plans d’inspection périodique du titulaire de permis (c.‑à-d. les programmes de gestion du vieillissement requis par le REGDOC‑2.6.3) indiqués à l’annexe 14(b).

• les révisions des plans du Programme d’inspection périodique (PIP) pour vérifier le respect des exigences des normes du Groupe CSA, y compris leurs versions actualisées, le cas échéant
• les rapports préparés par les titulaires de permis après chaque arrêt pour vérifier la conformité aux plans du PIP
• les mesures prises selon les résultats des inspections pour vérifier la conformité aux lignes directrices établies pour l’aptitude fonctionnelle

Des examens réglementaires du PGV portent sur le respect des neuf caractéristiques d’un PGV efficace (présentées à l’annexe A du REGDOC-2.6.3). Comme les PGV sont périodiquement mis à jour, les examens ultérieurs de la CCSN se concentrent sur les changements importants apportés à la portée, à la fréquence et au calendrier des inspections.Tout changement doit être techniquement justifiable, sur la base des résultats des inspections précédentes et d’une compréhension actualisée des mécanismes de dégradation et de l’OPEX.L’inclusion de la rétroaction obtenue par l’OPEX et d’autres renseignements dans la portée de l’inspection fait partie de l’approche PLAN-EXÉCUTION-VÉRIFICATION-ACTION, décrite dans le REGDOC-2.6.3.Ces examens réglementaires périodiques pourraient nécessiter des réunions, ou encore la CCSN peut demander des renseignements au titulaire de permis.

La CCSN prévoit également des activités d’inspection des PIP et des PGV. Par exemple, le personnel de la CCSN vérifie que les PGV et les PIP sont correctement mis en œuvre, que les personnes qui effectuent les inspections sont qualifiées en fonction des exigences applicables de la CSA, que les techniques d’inspection permettent d’obtenir de manière fiable les données requises, et que la documentation correspondante est à jour et répond aux exigences des plans.

1. Veuillez fournir des exemples de seuils d’intervention qui étaient contenus dans des documents de demande de permis.
2. Veuillez indiquer les seuils d’intervention en termes de dose de rayonnement, de radioactivité ou de concentration de radioactivité dans le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires.

1. Voici quelques exemples des seuils d’intervention d’OPG (centrale nucléaire de Pickering) :
   1. 2 mSv pour la dose externe au corps entier au‑dessus de la dose prévue (valeur de réglage du dosimètre) pour une tâche donnée
   2. 2 mSv pour l’exposition interne à l’oxyde de tritium au‑dessus du niveau d’exposition
   3. 20 mSv pour la dose efficace au corps entier pour une année civile
   4. 37 et 3,7 kBq/m² pour la contamination de surface alpha et bêta, respectivement, dans la zone 1
2. Le REGDOC-3.1.1 de la CCSN, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, exige des titulaires de permis de centrale nucléaire qu’ils signalent les événements de dépassement des limites prévues par le Règlement sur la radioprotection (voir la réponse au numéro 96 pour une liste de ces limites).

1. le processus global allant de la déclaration de l’événement à l’approbation du redémarrage de la centrale
2. la législation ou les procédures sur lesquelles repose ce processus
3. les critères d’évaluation préliminaire (p. ex., l’importance des événements) pour le processus
4. les responsables de la décision (c.‑à‑d. les personnes qui décident d’appliquer le processus à un événement et qui approuvent le redémarrage) et les participants au processus décisionnel.

La demande écrite de redémarrage du réacteur doit comprendre les renseignements suivants :

 
• la description de l’événement 
• les causes de l’événement 
• les conséquences et l’importance de l’événement sur le plan de la sûreté 
• le plan de rétablissement comprenant les mesures correctives et l’évaluation de l’aptitude fonctionnelle des systèmes/composants touchés par la défaillance, le cas échéant (cette évaluation doit être effectuée avant le redémarrage) 
• une déclaration concernant l’état de préparation de la centrale en vue de la reprise d’une exploitation sûre (cette déclaration doit comprendre toute condition que le titulaire de permis propose d’imposer au redémarrage du réacteur et/ou à son exploitation ultérieure pour assurer une exploitation sûre de l’installation nucléaire) 
• le degré d’achèvement des conditions mentionnées dans la déclaration concernant l’état de préparation de la centrale pour la reprise d’une exploitation sûre.

Question : Les causes et les conséquences de ces deux incidents sont-elles les mêmes? Après l’incident de la tranche 3, des mesures ont-elles été prises à temps par Bruce-A pour éviter que l’incident ne se reproduise à la tranche 4?

La CCSN a décrit sa Stratégie de préparation à la réglementation des technologies de réacteurs avancés (/fra/reactors/research-reactors/other-reactor-facilities/readiness-regulate-advanced-reactor-technologies). Cette stratégie consiste notamment à informer les ressources techniques des défis à venir, à déterminer les besoins de formation particuliers et à élaborer et dispenser une formation aux cadres et au personnel appropriés en temps utile.

1. La limite de dose actuelle pour le cristallin chez les travailleurs du secteur nucléaire, tel qu’elle est indiquée dans le Règlement sur la radioprotection, est de 150 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les titulaires de permis de centrale nucléaire utilisent actuellement une méthode d’estimation pour déterminer les doses au cristallin.
2. Actuellement, les titulaires de permis de centrale nucléaire n’utilisent pas de dosimètres Hp3 pour la surveillance directe du cristallin. Les titulaires de permis étudient l’utilisation éventuelle du dosimètre Hp(0,07) pour estimer la dose reçue par le cristallin. On effectue la surveillance du lieu de travail pour évaluer les profils de danger et valider la modélisation.
3. Sans objet. Les titulaires de permis de centrale nucléaire n’utilisent pas couramment les dosimètres pour surveiller directement les doses reçues par le cristallin.
4. Sans objet. Voir la réponse au numéro 2.
5. Au Canada, le Fichier dosimétrique national est le dépositaire des dossiers dosimétriques. Les titulaires de permis sont également tenus de conserver des dossiers sur l’exposition des travailleurs.

• une série de conférenciers pour l’ensemble du personnel de la CCSN sur les caractéristiques du leadership nécessaires à une saine culture de sûreté dans un organisme de réglementation
• un nouveau programme et une nouvelle communauté de pratique pour les directeurs
• des activités d’apprentissage et de perfectionnement à l’interne et à l’externe qui contribuent à créer un environnement de travail collaboratif

Une présentation a été faite aux commissaires sur l’auto-évaluation de la culture de sûreté réglementaire à la CCSN. Cette présentation comprenait des informations générales, un résumé des méthodes, des conclusions, y compris les points forts et les améliorations, des recommandations et des mesures de suivi. Les conclusions comprenaient 6 points forts, selon lesquels le personnel de la CCSN :

• perçoit la sûreté comme la priorité absolue dans la prise de décision
• est généralement à l’aise pour utiliser les mécanismes existants pour traiter des enjeux et des préoccupations
• affiche une volonté de collaborer et de partager son expertise dans toute l’organisation
• peut signaler les erreurs sans crainte et est capable d’exprimer ses opinions professionnelles au travail
• estime qu’il reçoit la formation requise et possède les compétences appropriées pour remplir ses fonctions
• croit que les dirigeants et les gestionnaires prennent des mesures en fonction des résultats des auto-évaluations et des vérifications régulières.

Le résumé note également 7 domaines d’amélioration, à savoir que le personnel de la CCSN :

• estime qu’il est nécessaire d’améliorer la communication des raisons qui sous-tendent les décisions. Il ne s’agit pas ici des décisions de la Commission, qui sont bien documentées dans les comptes rendus de la CCSN, mais plutôt des décisions de nature hiérarchique.
• estime que parfois les gestionnaires n’invitent pas le personnel à remettre en question les hypothèses qu’ils formulent ni ne demandent des points de vue différents
• estime que les gestionnaires pourraient prendre des décisions plus rapidement et que le processus décisionnel (autre que celui de la Commission) devrait être plus ouvert, en particulier pour ce qui est d’obtenir des perspectives variées
• estime que les dirigeants et les gestionnaires devraient accorder une plus grande attention à la résolution des divergences d’opinions
• estime qu’on pourrait améliorer le flux d’information entre les niveaux hiérarchiques au sein de l’organisation
• estime qu’il y a lieu d’établir une compréhension commune de la culture de surveillance de la sûreté parmi le personnel de la CCSN
• estime qu’il y a lieu de gérer et de transmettre les connaissances techniques et réglementaires des employés de longue date

L’évaluation a donné lieu à cinq recommandations concernant des domaines d’amélioration. La direction de la CCSN a répondu à chacune d’entre elles (voir la réponse au numéro 120 pour de plus amples détails).

L’industrie et Santé Canada ont conclu des protocoles d’entente afin de permettre l’échange des données recueillies dans le cadre de ces plans de surveillance. Bien qu’il puisse y avoir un certain chevauchement des paramètres surveillés, il y a un certain avantage à ce que des ensembles de données indépendants puissent être utilisés pour s’assurer que des données précises sont recueillies. La CCSN effectue également une surveillance environnementale indépendante pour confirmer que les programmes des titulaires de permis surveillent correctement les impacts environnementaux.

Le lien entre la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire et le SNIU tous risques est décrit dans le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN). Le PFUN fonctionne dans le cadre du SNIU et vient se greffer au PFIU en cas d’urgence nucléaire ou radiologique. Santé Canada administre le PFUN, une annexe au PFIU, afin de coordonner l’intervention technique fédérale et d’aider les provinces et les autorités locales à gérer les conséquences radiologiques d’une urgence. Les organismes fédéraux partenaires tiennent à jour leurs propres plans tous risques et plans radiologiques, le cas échéant, intégrés au PFIU et au PFUN. Le PFUN comprend des annexes pour chaque province concernée, qui relient les concepts du PFUN aux dispositions provinciales.

L’Ontario et le Nouveau-Brunswick coordonnent davantage leurs plans d’urgence nucléaire respectifs avec les concepts tous risques du SNIU par l’intermédiaire du Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN) de l’Ontario et du Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale nucléaire de Point Lepreau au Nouveau-Brunswick. Les annexes du PFUN font le lien entre le PFUN et les plans provinciaux. Le PPIUN et le Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale nucléaire de Point Lepreau font tous deux référence aux rôles et responsabilités des organismes fédéraux. Pris ensemble, le PFUN et les plans provinciaux garantissent que le système de gestion des urgences est généralement basé sur les résultats de l’évaluation des dangers, et que les catastrophes complexes peuvent être gérées de manière cohérente.

La base de planification du PPIUN de l’Ontario et du Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale nucléaire de Point Lepreau au Nouveau-Brunswick s’appuie sur les évaluations de la sûreté réalisées par les exploitants de chacune des installations nucléaires. L’évaluation de la sûreté tient compte d’un large éventail d’événements de faible probabilité, généralement classés comme suit :

• événements internes : événements causés par une défaillance soudaine d’un composant et par une erreur humaine dans la centrale
• incendies internes : incendies prenant naissance dans la centrale
• inondations internes : inondations prenant naissance dans la centrale
• risques naturels externes : événements tels que les séismes, les vents violents, les inondations, la pluie verglaçante, les météorites, les orages géomagnétiques et les éruptions solaires
• risques externes d’origine humaine : événements tels que les écrasements d’avion et les accidents dans les installations industrielles proches

La base de planification tient compte des impacts d’un large éventail de progressions d’accident et les plans prévoient une planification et une préparation détaillées visant à atténuer les effets hors site des accidents de dimensionnement, ainsi que des outils et des mécanismes supplémentaires pour atténuer les effets des accidents hors dimensionnement (AHD), y compris les accidents graves, qui sont jugés encore plus improbables que les accidents de dimensionnement.

Le cas échéant, veuillez fournir un exemple d’amélioration des facteurs humains et de l’interface humain-machine après l’installation du système d’affichage des paramètres de sûreté.

• s’assurer que l’affichage présente tous les paramètres requis dans le format et l’organisation les plus appropriés pour permettre un diagnostic correct des accidents
• fournir des alertes aux opérateurs lorsque des actions sont nécessaires
• faire en sorte que le système d’affichage des paramètres de sûreté (SAPS) soit un aspect intégré de l’interface opérateur de la salle de commande et qu’il soutienne les stratégies et les objectifs opérationnels généraux

Le succès du SAPS, y compris les facteurs humains pris en compte dans sa conception, se manifesterait par son efficacité dans les tâches de diagnostic. L’intégration des facteurs humains dans la conception du SAPS permettrait de garantir que les exigences, les capacités et les limites de l’opérateur sont prises en compte et que la conception est suffisamment tolérante et robuste pour contrer les erreurs humaines.

L’ERE pour les installations de gestion des déchets tient compte des risques liés à la gestion et à l’entreposage des déchets radioactifs dans l’installation. Les types de déchets qui pourraient être produits ou entreposés sur le site comprennent le combustible usé, les déchets radioactifs (solides, liquides, gazeux), ainsi que les déchets non radioactifs (solides, liquides, gazeux).

Les émissions dues à l’entreposage des différents types de déchets dans les installations de gestion des déchets sont prises en compte dans l’ERE, ce qui comprend l’évaluation des risques tant pour l’environnement que pour la santé des membres du public.

Des études spéciales sont menées aux fins suivantes :

• fournir les données nécessaires pour réduire l’incertitude et les facteurs de confusion dans l’ERE
• améliorer les connaissances des contaminants et des facteurs de stress physiques dans l’environnement (il s’agit d’affiner les paramètres environnementaux)
• étudier les résultats de la surveillance qui indiquent un écart potentiel par rapport aux prévisions concernant le transport ou les effets des contaminants indiqués dans l’ERE ou le fondement d’autorisation

Voici quelques exemples d’études spéciales qui pourraient être menées pour obtenir des données pour les ERE :

• études sur les oiseaux ou les ongulés (p. ex., études télémétriques) pour documenter les modes d’utilisation de l’habitat local préalablement évalués au niveau régional, afin d’affiner les estimations de l’exposition et des risques
• études visant à calculer des facteurs de bioaccumulation (FBA) ou des facteurs de transfert propres au site pour réduire les incertitudes associées aux valeurs génériques (p. ex., pour calculer des FBA pour plusieurs niveaux trophiques aquatiques)
• études génétiques des populations de poissons des Grands Lacs pour déterminer si les pertes de poissons par impaction et/ou entraînement sont associées à des populations de poissons locales (pour l’installation autorisée) ou à des populations de tout un lac (c’est-à-dire que les populations locales seraient plus exposées)
• surveillance du panache atmosphérique et/ou thermique pour confirmer les prévisions initiales concernant le comportement du panache autour des installations nucléaires

Les résultats de ces études spéciales servent de base, avec les autres données de surveillance de l’environnement, à la révision subséquente d’une ERE.

Nouvelles connaissances scientifiques

La révision d’une ERE tient également compte des récentes avancées scientifiques (ou « nouvelles connaissances scientifiques »).

Les nouvelles connaissances scientifiques peuvent inclure des révisions des valeurs toxicologiques de référence et des FBA. Voici un exemple :

• intégration des récentes avancées scientifiques concernant le rôle du tritium lié aux composés organiques dans le transport et l’exposition environnementale du tritium.

Grâce aux données de la surveillance et aux nouvelles connaissances scientifiques accumulées, l’évolution de l’ERE réduit les incertitudes, augmentant ainsi la capacité du titulaire de permis à évaluer l’importance des variations par rapport aux prévisions sur le rendement environnemental.

En outre, tous les documents liés aux audiences de la Commission sont disponibles sur le site Web. La webdiffusion est disponible pendant 90 jours après une séance de la Commission et les transcriptions complètes des séances sont archivées sur le site Web.

En outre, la législation fédérale (Loi sur l’accès à l’information et Loi sur la protection des renseignements personnels) permet aux parties intéressées d’obtenir les renseignements qui les intéressent (p. ex., au sujet de réunions ou d’autres activités réglementaires), sous réserve de restrictions telles que celles concernant la vie privée, la sécurité et la confidentialité.

Membres
Composition
10 (1) La Commission est composée d’au plus sept membres permanents, ou commissaires permanents, nommés par le gouverneur en conseil.

Président
(3) Le gouverneur en conseil désigne le président parmi les commissaires permanents.

Statut des commissaires
(4) Le président est nommé à temps plein et les autres commissaires le sont à temps plein ou à temps partiel.

Mandat
(5) Les commissaires permanents sont nommés à titre inamovible pour un mandat maximal de cinq ans, sous réserve de révocation motivée par le gouverneur en conseil.

Reconduction
(7) Le mandat des commissaires peut être reconduit, à des fonctions identiques ou non.

L’article 12 traite des fonctions du président en sa qualité de président et de premier dirigeant :

Fonctions du président
12 (1) Le président est le premier dirigeant de la Commission et, à ce titre, il en assure la direction et contrôle la gestion de son personnel; il est notamment responsable de la répartition du travail parmi les commissaires, de leur affectation à l’une ou l’autre des formations de la Commission et de la désignation du commissaire chargé de présider chaque formation.

Intérim du président
(2) En cas d’absence ou d’empêchement du président, ou de vacance de son poste, le commissaire que la Commission désigne assure l’intérim, qui ne peut dépasser quatre-vingt-dix jours sans l’agrément du gouverneur en conseil.

Tous les décrets sont faits sur la recommandation du ministre de la Couronne responsable et ont une portée juridique uniquement lorsqu’ils sont signés par le gouverneur général. Le « gouverneur en conseil » mentionné à l’article 10 de la Loi est le gouverneur général du Canada, qui agit sur l’avis et avec le consentement du Conseil privé de la Reine pour le Canada (c’est-à-dire le Cabinet). Les fonctionnaires du Cabinet du ministère parrain doivent consulter le directeur des nominations du Cabinet du premier ministre avant de transmettre une recommandation de nomination au gouverneur en conseil. Le décret en conseil proprement dit précise normalement la durée de la nomination et la durée du mandat. Le fait d’exercer ces fonctions « à titre inamovible », selon le paragraphe 10(5) de la LSRN, signifie que le président (ainsi que les autres commissaires) ne peut être révoqué que pour un motif valable. Cela est très différent des nominations « à titre amovible ». Cette deuxième option, qui peut être une condition de nomination, signifie que la révocation est à la discrétion du gouverneur en conseil. Aux fins de transparence, le Bureau du Conseil privé rend les décrets publics le troisième jour ouvrable suivant leur approbation par le gouverneur général, mais dans des cas exceptionnels, à la demande du ministre responsable, les décrets peuvent être affichés avant le troisième jour.

Le lien suivant mène à une page du site Web du Bureau du Conseil privé qui traite expressément des nominations par le gouverneur en conseil. https://www.canada.ca/fr/conseil-prive/sujets/nominations/gouverneur-conseil.html.

Au haut de la page figure une référence à l’engagement du gouvernement du Canada envers un processus ouvert et transparent de sélection des personnes nommées par le gouverneur en conseil. Il est également indiqué que « Ces processus de sélection ouverts, transparents et fondés sur le mérite reflètent le rôle fondamental que les personnes nommées par le gouverneur en conseil jouent dans notre démocratie en travaillant au sein de commissions, de conseils, de sociétés d’État, d’organismes et de tribunaux d’un bout à l’autre du pays ».

• les obligations internationales et la coopération internationale – Respect des politiques et obligations internationales du gouvernement fédéral dans le domaine nucléaire (p. ex., accords de non-prolifération, garanties internationales)
• élaboration et mise à jour des lois et règlements – Travaux d’élaboration et de modification de la LSRN et de ses règlements d’application afin de protéger la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement et de respecter les engagements internationaux du Canada en matière d’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire
• coopération gouvernementale – Mise en commun d’informations avec d’autres organismes fédéraux et provinciaux, y compris la clarification des rôles pour éviter ou réduire le chevauchement des règlements
• Services d’information – Information du public

En outre, une majorité des bénéficiaires ont indiqué qu’ils estimaient que les processus d’audience et de réglementation de la CCSN étaient significatifs et qu’ils avaient le sentiment d’être entendus par la Commission. Enfin, le PFP a été un outil inestimable pour la CCSN dans l’établissement de relations et d’un lien de confiance avec les groupes autochtones ayant un intérêt dans les installations et les activités réglementées par la CCSN.

p. 106 à 112,

§ 12, p. 126 à 132

Le rapport a été transmis aux titulaires de permis de centrale nucléaire afin qu’ils puissent mettre en œuvre les recommandations et les conclusions dans leur centrale, le cas échéant.

En outre, la CCSN dispose d’autres échantillons de câble (retirés de Gentilly‑2) qui pourraient être utilisés dans un prochain projet de recherche sur les câbles (p. ex., dans le cadre du projet de recherche LNC/EACL sur le vieillissement des câbles électriques consistant en études d’évaluation des conditions et des facteurs de stress environnementaux, qui doit être achevé en mars 2022).

Le Canada maintient des accords bilatéraux avec les États-Unis, le seul pays avec lequel il partage une frontière terrestre, pour l’échange d’expertise et d’information en matière de préparation en cas d’urgence. Le Canada et les États‑Unis exploitent tous deux des centrales nucléaires dont les zones de planification d’urgence traversent la frontière internationale entre les deux pays. Les accords de préparation et d’intervention entre les niveaux fédéral et provincial sont en outre coordonnés par des comités intergouvernementaux tous-risques et de préparation d’urgence nucléaire dans le cadre du mécanisme national de coordination du Canada. Des accords bilatéraux ont été conclus avec les États-Unis pour les urgences nucléaires pouvant avoir des conséquences transfrontalières. Les organismes provinciaux et fédéraux sont tenus d’informer le gouvernement du Canada des consultations avec leurs homologues américains pendant une urgence nucléaire. Le Canada a participé à des exercices organisés par les États-Unis, et vice versa, afin de promouvoir la coopération transfrontalière.

Le Canada a également participé à des exercices internationaux organisés par l’AIEA et par l’AEN/OCDE. Le Canada participe aux activités internationales de préparation aux situations d’urgence en vertu de la Convention sur la sûreté nucléaire, de la Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire et de la Convention sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique (Convention sur l’assistance).

La quatrième bonne pratique désignée a été attribuée à l’Arabie saoudite pour sa campagne de sensibilisation du public et des pays voisins et autres. Le Canada mène une vaste campagne de sensibilisation du public, comme en témoigne la bonne pratique qui lui a été reconnue pour le financement des participants afin de permettre la participation du public aux audiences de la Commission, ainsi que pour l’utilisation de documents de travail afin de solliciter l’avis du public avant la publication des documents. La CCSN et les titulaires de permis organisent également des séances d’information publique sur les enjeux nucléaires et participent grandement à la sensibilisation et à la consultation des Autochtones. En ce qui concerne les liens avec les pays voisins, le Canada entretient des liens étroits avec les États‑Unis, le seul pays avec lequel le Canada partage une frontière terrestre. Le Canada travaille en étroite collaboration avec les États‑Unis (p. ex., par des échanges récents d’inspecteurs) et dispose de plans d’urgence transfrontaliers. Le Canada collabore également de près avec la communauté internationale, en contribuant à des missions d’examen par les pairs, en aidant les pays en développement dans leurs programmes nucléaires (dont l’Arabie saoudite) et en participant à de nombreux groupes de travail de l’AIEA.

Dose équivalente :

1. Cristallin – TSN – Période de dosimétrie d’un an – 150 mSv Toute autre personne – Une année civile – 15 mSv
2. Peau – TSN – Période de dosimétrie d’un an – 500 mSv Toute autre personne – Une année civile – 50 mSv
3. Mains et pieds – TSN – Période de dosimétrie d’un an – 500 mSv Toute autre personne – Une année civile – 50 mSv

Dose efficace :

1. TSN (y compris une travailleuse enceinte) 
   1. Période de dosimétrie d’un an – 50 mSv
   2. Période de dosimétrie de cinq ans – 100 mSv

Travailleuse enceinte du secteur nucléaire : le reste de la grossesse 4 mSv

1. Personne autre qu’un travailleur du secteur nucléaire – Une année civile – 1 mSv

En règle générale, lorsque de nouveaux documents d’application de la réglementation (ou de nouvelles normes du Groupe CSA) sont publiés, la CCSN détermine s’ils doivent faire partie du fondement d’autorisation des centrales nucléaires nouvelles ou existantes. Si c’est le cas, le personnel de la CCSN détermine les délais que chaque titulaire de permis concerné doit respecter pour mettre en œuvre les nouvelles exigences, en consultation avec le titulaire de permis s’il y a lieu. Le calendrier de mise en œuvre est propre à chaque centrale nucléaire, en fonction des particularités de l’installation et de l’exploitation, d’autres facteurs ayant un impact sur le titulaire de permis et du calendrier du prochain renouvellement de permis et/ou du BPS. Une fois le calendrier établi, le personnel de la CCSN résume le plan de mise en œuvre du nouveau REGDOC (ou de la norme du Groupe CSA) dans le MCP.

En ce qui concerne les règlements, le plan de réglementation de la CCSN décrit les changements ou les mesures réglementaires que la CCSN entend apporter ou entreprendre au cours des deux prochaines années. Ce plan indique les possibilités de consultation du public et un point de contact au sein de la CCSN pour chaque initiative réglementaire. Les projets de règlement sont publiés dans la Gazette du Canada, Partie I, aux fins de commentaires pendant 30 à 75 jours.

En ce qui concerne les REGDOC et les documents de travail, la CCSN sollicite la rétroaction et les commentaires du public par l’intermédiaire de son site Web et du site Web du gouvernement du Canada intitulé Consultation auprès des Canadiens. La période de consultation pour les REGDOC et les documents de travail varie de 60 à 120 jours. Tous les commentaires reçus pendant la consultation publique sont affichés sur le site Web de la CCSN, et le public est invité à faire part de sa rétroaction pendant encore 15 jours. Les commentaires reçus pendant la consultation publique sont examinés et pris en compte par le personnel. S’ils sont substantiels et justifient des changements importants, la CCSN peut alors fournir aux parties intéressées des REGDOC révisés pour qu’elles les commentent plus à fond. Cette deuxième ronde de consultation publique durerait normalement 60 jours.

Tous les documents finalisés sont publiés sur le site Web de la CCSN et mis à la disposition des parties intéressées et des titulaires de permis.

La CCSN commence seulement à voir l’impact de l’évolution des attentes en matière de leadership au sein de l’organisation. Il est important de reconnaître le leadership informel et d’être capable de communiquer expressément les comportements que la direction ou les pairs reconnaissent. Il est également important de démontrer que les personnes nommées à des postes de direction affirment leur capacité à performer et développent leurs capacités de leadership. Enfin, la CCSN estime qu’il est bénéfique de fournir aux employés et aux gestionnaires une rétroaction fondée sur les preuves et liée à un plan de perfectionnement.

Les évaluations indépendantes comprennent également toutes celles effectuées par des groupes externes, notamment l’INPO, la WANO, l’ISO, l’AIEA et la CCSN. Par ses activités de vérification de la conformité, la CCSN veille à ce que les titulaires de permis prennent des mesures leur permettant de s’améliorer en tenant compte des résultats de toutes les évaluations indépendantes et des auto-évaluations.

Une évaluation des risques est tributaire des connaissances, de l’expérience, de la perception et des faits individuels et collectifs. Pour les emplois qui présentent un risque élevé pour le personnel ou la centrale, les titulaires de permis mettent en œuvre des contrôles ou des moyens de défense supplémentaires.Pour les emplois qui présentent un risque moindre pour le personnel ou la centrale, les titulaires de permis soulignent l’importance de suivre les processus et les procédures.

La gestion des mécanismes de défense vise à réduire la probabilité que des personnes commettent des erreurs. À cette fin, on tient compte des caractéristiques et des besoins des humains, on conçoit des technologies pour adapter le système aux humains et on développe l’organisation afin qu’elle puisse fournir l’orientation, les ressources et le matériel nécessaires à une performance humaine sûre et efficace. La gestion des mécanismes de défense vise également à déterminer et mettre en œuvre des mesures pour réduire les conséquences négatives des erreurs ou autres défaillances du système afin de minimiser les dommages causés aux personnes et à la centrale.

Les inspections et les discussions avec le personnel des titulaires de permis sur la performance humaine ont permis de relever que les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis à jour leurs approches en matière de performance humaine, et il est manifeste que la compréhension à cet égard est plus grande et plus intégrée et reconnaît que la majorité des erreurs humaines peuvent être directement attribuées à des problèmes de processus, de programme ou d’organisation. L’accent est de plus en plus mis sur l’apprentissage organisationnel à l’aide d’un large éventail de ressources pour comprendre le contexte du travail.Cela consiste à améliorer le système de travail en comprenant le point de vue des personnes qui effectuent ce travail et en relevant les facteurs systémiques de performance. On a eu recours à des équipes d’apprentissage et à des groupes de discussion en réponse à certains événements et dans certains cas pour comprendre de manière proactive les problèmes associés aux tâches. L’observation et l’encadrement sur le terrain se font généralement selon une approche « demander, et non dire », dans le but d’apprendre comment le travail est effectué.Sur la base des principes selon lesquels « les gens qui vont travailler veulent faire du bon travail » et « les gens qui font le travail sont ceux qui ont les réponses », un titulaire de permis a demandé et mis en œuvre des idées d’amélioration dans le cadre d’une campagne réussie, à laquelle les employés ont participé et trouvé des occasions d’amélioration et ont été le moteur des changements. La direction des centrales nucléaires comprend et reconnaît de plus en plus l’importance de la performance humaine pour assurer une exploitation réussie et sûre, et l’importance du leadership et des facteurs organisationnels pour façonner et soutenir la performance humaine. Le personnel de la CCSN a observé que les pratiques de gestion commencent à refléter cette compréhension.

• une meilleure formation du personnel chargé de l’inspection à la réception
• des outils visuels pour faciliter l’inspection à la réception (y compris des images d’articles réels pour les comparer aux articles reçus)
• une meilleure formation des vérificateurs des fournisseurs en matière d’ACFS
• des exigences contractuelles pour les fournisseurs et les sous-traitants afin qu’ils signalent les problèmes liés aux ACFS
• l’application de la norme du Groupe CSA N299, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires, par les fournisseurs.

Le document examinera tous les aspects nécessaires d’un rétablissement après une urgence nucléaire. Il comprendra des renseignements de base s’appuyant sur les orientations internationales les plus récentes, sur la transition vers le rétablissement et sur les meilleures pratiques concernant les principaux éléments du rétablissement, qui sont les suivants : mise en œuvre de stratégies de protection, chaînes environnementale et alimentaire, voies d’exposition et évaluations des doses, surveillance de la santé, études épidémiologiques, gestion de la contamination, assainissement, gestion des déchets, protection des travailleurs et communications publiques.Les publications futures porteront sur les rôles et les responsabilités des organisations au Canada en matière de rétablissement après une urgence nucléaire.

Le Canada peut-il préciser s’il entend réviser périodiquement les documents d’application de la réglementation?

Si la levée inconditionnelle n’a pas encore été obtenue, il pourrait être nécessaire de renouveler perpétuellement le permis de la CCSN. Sinon, la surveillance exercée par un autre organisme de réglementation ou gouvernemental peut permettre à la Commission d’exempter indéfiniment le site de l’obligation d’obtenir un permis de la CCSN si les risques sont jugés acceptables par la Commission (ces situations sont examinées au cas par cas).Afin d’obtenir une exemption, le titulaire de permis doit présenter un dossier de sûreté qui démontre la sûreté à long terme du site.

L’article 4 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) décrit les renseignements qui doivent être soumis pour obtenir un permis d’abandon d’une substance nucléaire, d’une installation nucléaire, d’un équipement réglementé ou de renseignements réglementés. Des renseignements supplémentaires pour une demande de permis d’abandon doivent être présentés en vertu de l’article 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI) et de l’article 8 du Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium (RMUCU).L’article 5 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II (RINERCII) décrit les renseignements requis dans une demande de permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie II.Tous les titulaires de permis doivent soumettre des politiques et des procédures concernant le déclassement dans le cadre de leur demande.

Lors de l’examen d’une demande de permis d’abandon, la CCSN doit être convaincue que l’abandon du site, de la substance nucléaire et de l’équipement ou du renseignement réglementé ne représente pas de risque déraisonnable pour l’environnement, la santé et la sécurité des personnes et la sécurité nationale. L’abandon ne doit pas non plus mettre le Canada en situation de non‑conformité à l’égard de ses obligations internationales.

Il est précisé également que des programmes de gestion du vieillissement portant notamment sur les canaux de combustible, le plan de gestion du cycle de vie des conduites d’alimentation et le programme de corrosion accélérée par l’écoulement sont disponibles pour gérer la dégradation des composants.

Le Canada peut-il préciser ses pratiques et exigences réglementaires en ce qui concerne le vieillissement ou l’évaluation de la durée de vie résiduelle des composants critiques inaccessibles et comment procède-t-il à leur vérification dans le cadre du renouvellement des permis?

Dans le cas des composants critiques, la CCSN exige du titulaire de permis qu’il modélise le vieillissement en utilisant la meilleure compréhension disponible des mécanismes de dégradation, qu’il comprenne les conséquences des défaillances des processus et qu’il tienne compte de l’incertitude dans les modèles. Par exemple, pour les soudures métalliques inaccessibles des conduites d’alimentation, les titulaires de permis canadiens ont effectué des évaluations des fuites avant rupture pour démontrer que toute fuite dans une conduite d’alimentation due à une fissure traversant la paroi serait détectée et la centrale serait arrêtée bien avant qu’une telle fissure s’agrandisse et n’atteigne une longueur critique, afin d’éviter des défaillances catastrophiques de la tuyauterie.Pour ce qui est des évaluations des composants inaccessibles, l’incertitude des paramètres d’entrée des évaluations doit être soigneusement prise en compte par les titulaires de permis.Cette incertitude est souvent prise en compte dans les études probabilistes.

En résumé, pour les composants inaccessibles, la CCSN assure une surveillance continue des types de méthodes d’évaluation utilisées pour gérer le vieillissement, examiner attentivement les hypothèses des titulaires de permis et veiller à ce que les incertitudes des modèles soient correctement prises en compte.

Au moment du renouvellement du permis, le personnel de la CCSN confirme que le demandeur respecte les exigences réglementaires appropriées, notamment le REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement de la CCSN et les diverses normes applicables du Groupe CSA. Le personnel de la CCSN confirme que le demandeur dispose de programmes visant à s’assurer que le vieillissement des composants critiques inaccessibles est géré de manière sûre.Au besoin, la CCSN utilise des points d’arrêt réglementaires (établis par la Commission dans le permis) pour limiter l’exploitation en fonction de certains paramètres liés au vieillissement.

Le Canada pourrait-il expliquer les considérations relatives à l’évaluation des marges en cas de séismes hors dimensionnement?

Le Canada pourrait-il préciser s’il observe les mêmes critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et l’intervention en cas d’urgence que ceux qui figurent dans le guide de sûreté GSG 2 / GSR Partie 7 de l’AIEA? Si les critères sont différents, alors le Canada pourrait-il partager le fondement servant à l’élaboration de ces critères?

Dans la plupart des cas, Santé Canada a adopté les valeurs de l’AIEA pour les critères génériques, mais il y a deux exceptions :

• Santé Canada a adopté un niveau de dose plus faible pour les contrôles de l’ingestion parce que le seuil inférieur est considéré comme raisonnablement réaliste dans le contexte canadien, étant donné la disponibilité de plusieurs sources de nourriture et d’eau dans les zones les plus susceptibles d’être touchées par un rejet important de radioactivité;
• Santé Canada a maintenu la pratique d’avoir un critère générique séparé pour la mise à l’abri, principalement afin de répondre aux besoins actuels de certaines organisations canadiennes.Ce critère correspond à deux jours au niveau d’intervention quotidien recommandé dans la précédente édition (2003) des lignes directrices.

Dans la plupart des cas, Santé Canada a adopté les valeurs de l’AIEA pour ce qui est des niveaux opérationnels d’intervention (NOI), sauf dans les cas suivants :

• Santé Canada n’a pas adopté le NOI 7 de l’AIEA.Ce NOI est calculé de manière à ce que les aliments et l’eau puissent être efficacement contrôlés en utilisant des radiomarqueurs (¹³⁷Cs et ¹³¹I).Ce NOI est basé sur les ratios estimés de radionucléides dans un rejet dû à un accident à une centrale nucléaire.Santé Canada ne l’a pas inclus dans les recommandations, car il ne convient pas à toutes les catégories d’urgences qui sont traitées dans le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire.Santé Canada a plutôt conservé et développé les concentrations d’activité propres aux radionucléides présentées dans les Lignes directrices canadiennes sur les restrictions concernant les aliments et l’eau contaminés par la radioactivité à la suite d’une urgence nucléaire (SC 2000).Des données sur l’ingestion propres au Canada ont été utilisées pour le calcul des NOI (Santé Canada, 1993; Santé Canada, 2011; Santé et Bien-être social Canada, 1976).
• La surveillance de la thyroïde est une activité essentielle si l’on soupçonne une exposition à l’iode radioactif.Cependant, Santé Canada n’a pas adopté le NOI 8 de l’AIEA et recommande que la surveillance de la thyroïde et la dosimétrie soient effectuées, si nécessaire, par des spécialistes de l’évaluation interne.

Pour que le site final sélectionné soit mentionné dans une demande de permis de préparation de l’emplacement, le demandeur doit préparer une évaluation des risques sismiques propres au site.

En outre, les renseignements relatifs à l’évaluation du site, notamment les renseignements concernant les dangers sismiques, obtenus lors des activités de préparation de l’emplacement, sont utilisés et réexaminés lors des phases ultérieures du cycle de vie de la construction et de l’exploitation.

• Le système de surveillance gamma automatisé à proximité des limites de la centrale mesure uniquement le rayonnement gamma brut.Il est complété par des équipes de surveillance hors site qui prélèvent manuellement des échantillons d’air et de particules, et des échantillons par frottis.Ces données sont traitées dans les laboratoires d’OPG.
• Le système automatisé de surveillance gamma à la source prélève des échantillons du système de rejet d’air filtré, lesquels sont ensuite analysés dans les laboratoires d’OPG.Ces renseignements sont partagés avec l’organisation d’intervention d’urgence.

Les principales sources de rayonnement gamma brut prévues sont les gaz rares, l’iode et le tritium.

1. Compte tenu de leur importance pour la sûreté, quelles recommandations et suggestions sont jugées prioritaires?

La préparation en vue des missions d’examen par les pairs est une activité qui consomme beaucoup de ressources. Il est louable d’accueillir deux missions presque simultanément.

1. Quelles leçons et meilleures pratiques en matière d’activités préparatoires partageriez-vous avec d’autres pays?
2. Auriez-vous fait quelque chose de différent pour améliorer l’efficacité de la mission et minimiser l’impact sur les ressources?

1. Les résultats de la mission EPREV au Canada ont confirmé que le Canada dispose d’un système de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire qui est bien développé et mature, mis en place à tous les paliers de gouvernement.La mission EPREV a relevé plusieurs bonnes pratiques, ainsi que des possibilités d’amélioration afin de continuer à renforcer la capacité du Canada à se préparer et à répondre aux urgences nucléaires.Aucune des recommandations et suggestions reçues n’a été considérée comme ayant une grande importance sur le plan de la sûreté, car la mission a conclu que le Canada est prêt à répondre à une urgence nucléaire.Néanmoins, le Canada s’est engagé à s’améliorer continuellement et, à ce titre, il tiendra compte de toutes les recommandations et suggestions (le Canada a rédigé un rapport contenant sa réponse au rapport de 2019 de l’AIEA, Évaluation par les pairs des dispositions prises au Canada concernant la préparation et la conduite des interventions en situation d’urgence nucléaire ou radiologique). Lorsque le Canada estimera qu’il a donné suite de manière adéquate aux conclusions, il invitera l’AIEA à une mission de suivi, généralement dans les quatre ans suivant la mission EPREV.
2. Le Canada a également été félicité pour les mesures qu’il a prises pour accueillir la mission EPREV. Au Canada, la préparation et l’intervention en cas d’urgence relèvent de plusieurs paliers gouvernementaux et impliquent un large éventail d’intervenants à différents niveaux de gouvernement, ainsi que les exploitants nucléaires. Lors de la préparation et de la conduite de la mission EPREV au Canada, nous avons tiré les leçons suivantes :
   1. Portée de la mission – on doit s’assurer que les autres missions de l’AIEA, qui se déroulent à l’intérieur d’un court laps de temps, n’influent pas sur la portée de la mission EPREV. Par exemple, le Module 10 (Préparation et intervention en cas d’urgence) n’a pas été inclus dans la mission du SEIR au Canada, car la mission EPREV avait eu lieu trois mois auparavant.On doit s’assurer que toutes les parties intéressées concernées sont d’accord avec l’arrangement final.
   2. Participants – au début de la phase préparatoire du projet, on doit confirmer la participation des autres ministères et organismes.Cela permet de s’assurer que les bonnes personnes seront disponibles pour réaliser les auto-évaluations et participer aux entrevues pendant la mission.
   3. Gouvernance du projet – on doit assurer une gouvernance claire pour mobiliser tous les participants.Afin d’assurer une bonne coordination, une charte de projet a été élaborée pour obtenir le soutien de tous les partenaires, et un comité directeur général composé de hauts fonctionnaires des principales organisations concernées a été créé.Ce comité a assuré la surveillance, fourni une orientation stratégique et permis une prise de décisions opportunes et la résolution efficace des différends.
   4. Plan de projet –faire participer toutes les organisations partenaires à la planification systématique.Dans le cadre de la gouvernance du projet, le Canada a également mis en place une équipe de planification centrale composée de représentants de chaque ordre gouvernemental agissant comme de points de coordination pour toutes les organisations concernées. L’équipe de planification centrale, qui était responsable de la rédaction de l’auto-évaluation, de la mobilisation des parties intéressées et de la planification de la mission, a mené les activités de planification selon les directives du comité directeur.
   5. Dialogue – il faut discuter de planification avec l’AIEA de façon continue.
   6. Choix des pairs évaluateurs – on doit s’assurer que les évaluateurs conviennent au contexte de la mission.Il était important d’avoir, au sein de l’équipe d’examen EPREV, des représentants qui comprenaient le cadre constitutionnel et juridique du Canada, ainsi que la technologie des réacteurs utilisée au Canada.
 
3. Non, la mission EPREV a respecté le calendrier et le budget prévus dans le plan du projet. Nous avons réduit au minimum le chevauchement avec la mission du SEIR en éliminant les dédoublements (en d’autres mots, le Module 10 de la mission SEIR n’a pas été réalisé). De plus, nous avons eu recours à la vidéoconférence pour inclure le DGA des Garanties et de la Sécurité et le chef de la CEI pour clôturer la mission.

• Règlement sur la radioprotection
• Règlement sur la sécurité nucléaire
• Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II

Parmi les principaux REGDOC que la CCSN a publiés, élaborera ou modifiera au cours des prochaines années, mentionnons :

• REGDOC-1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires (2019)
• REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 2 : Gérer la consommation d’alcool et de drogues (révision, 2020)
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires (révision, 2020)
• REGDOC-2.7.1, Radioprotection (2020)
• REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle (2020)
• REGDOC-2.9.2, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, y compris le contrôle des rejets dans l’environnement (2020)
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets (2020)
• REGDOC-2.11.2, Déclassement (2020)
• REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté (révision, 2022)
• REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (révision, 2022)

Les activités sont alignées sur les priorités organisationnelles de la CCSN et tiennent compte des avancées actuelles dans le domaine nucléaire. Le plan est révisé régulièrement et ajusté au besoin.

1. Veuillez décrire les principales conclusions des auto-évaluations de la culture de sûreté des titulaires de permis et de la CCSN.
2. Décrivez certaines des mesures prévues à la suite de ces évaluations.

Réponses aux questions sur l’auto-évaluation de la culture de sûreté effectuée par les titulaires de permis :

1. L’alinéa 10b) du huitième Rapport du Canada, à partir de la page 108, présente les principales conclusions des plus récentes auto‑évaluations de la culture de sûreté des titulaires de permis. La réponse au numéro 81 décrit les principales conclusions (points forts et domaines d’amélioration) de l’auto‑évaluation de la culture de sûreté de la CCSN.
2. La CCSN a analysé les domaines d’amélioration à la suite de l’auto-évaluation de la culture de sûreté, a formulé cinq recommandations pour y répondre et a élaboré des mesures pour donner suite à chaque recommandation. Les recommandations sont brièvement résumées ci‑dessous.
   1. La CCSN devrait fournir aux superviseurs, aux gestionnaires et à la direction un encadrement et du mentorat continus sur les caractéristiques du leadership nécessaires pour entretenir une saine culture de surveillance de la sûreté.
   2. La CCSN devrait mettre au point un outil d’identification, de résolution, de production de rapports et de communication des problèmes afin d’accroître la transparence pour ce qui est des communications touchant les questions de sûreté.
   3. La CCSN devrait se doter d’une vision ou d’un énoncé de principe global sur la culture de surveillance de la sûreté décrivant l’objectif que l’organisation s’emploie à atteindre.
   4. La CCSN devrait élaborer des stratégies pour s’assurer que les connaissances réglementaires et techniques essentielles, incluant l’expérience et les décisions antérieures, sont activement gérées comme une ressource et facilement accessibles au personnel.
   5. La CCSN devrait mener une évaluation de suivi de la culture de surveillance de la sûreté dans trois à cinq ans pour confirmer l’efficacité des mesures résultant de cette évaluation et pour solidifier l’engagement qu’elle a pris à l’égard du renforcement de la culture de surveillance de la sûreté.

La présentation à la Commission et la discussion qui en a résulté sont documentées aux paragraphes 69 à 85 du procès-verbal de la réunion de la Commission (https://www.cnsc-ccsn.gc.ca/fra/the-commission/pdf/MinutesMeetingOctober2-3-2018-f.pdf). La réponse du personnel de la CCSN aux recommandations comprenait 48 mesures distinctes, dont plusieurs ont déjà été appliquées. D’autres devraient l’être d’ici la prochaine auto-évaluation de la culture de sûreté de la CCSN, prévue en mai 2022.

• déclassement immédiat (rapide)
• déclassement différé
• déclassement in situ

Pour déterminer la stratégie de déclassement appropriée, il convient de prendre en compte et de hiérarchiser les éléments suivants :

• les formes et les caractéristiques des contaminants radioactifs et classiques
• l’intégrité des structures de confinement et autres au fil du temps
• l’accessibilité des technologies de décontamination et de démontage
• le potentiel de recyclage ou de réutilisation de l’équipement et des matériaux
• la disponibilité du personnel expérimenté
• les impacts environnementaux potentiels
• les doses potentielles aux travailleurs et au public
• les objectifs concernant l’état final du site et les pressions liées au réaménagement du site
• les revenus potentiels, les coûts et le financement disponible
• l’accès à des installations de gestion des déchets et la disponibilité d’une capacité de stockage définitif
• les exigences réglementaires
• l’apport du public

Dans le cas du déclassement différé, la CCSN exige un plan de déclassement qui décrit en détail les programmes et les activités qui seront maintenus pendant la phase de l’entreposage, y compris les mesures de surveillance. Le plan de déclassement inclut :

• les objectifs pour l’état final
• les principales étapes de décontamination, de démantèlement et de remise en état
• un aperçu du type et de la quantité de déchets produits
• un aperçu des principaux dangers et des stratégies de protection
• une estimation des coûts
• la ou les méthodes de garantie financière pour les activités de déclassement

Ce plan de déclassement serait ultérieurement révisé pour décrire en détail les travaux de démantèlement à réaliser. La garantie financière couvrant la période de stockage sous surveillance, le démantèlement éventuel de l’installation et toute surveillance à long terme seraient revus et mis à jour périodiquement (généralement tous les cinq ans) selon les exigences du permis.Ces étapes sont documentées dans l’annexe C du REGDOC‑3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium.

Pendant la phase de stockage sous surveillance, les activités du titulaire de permis, bien que réduites, seraient axées sur l’inspection, l’entretien et la maintenance afin de confirmer que les structures, les systèmes et les composants nécessaires au maintien d’un stockage fonctionnent comme prévu. Les programmes et les systèmes physiques nécessaires au stockage sous surveillance doivent être maintenus.

Pendant le stockage sous surveillance, il sera possible de prendre des mesures afin de réduire les risques dans l’installation, notamment :

• la réduction ou le retrait des matières combustibles
• l’enlèvement et le recyclage de l’équipement non contaminé ou légèrement contaminé (p. ex., turbines, pompes, échangeurs de chaleur)
• la réduction ou l’isolation de l’amiante
• la démolition d’installations non nucléaires
• l’enlèvement des déchets radioactifs vers une installation de stockage définitif autorisée hors site
• la réduction ou l’enlèvement des déchets dangereux

• maintenir l’installation dans un état sûr
• contrôler les rejets de matières dans l’environnement
• empêcher l’accès aux personnes non autorisées

Comme il est indiqué dans les réponses précédentes, les titulaires de permis d’installations nucléaires doivent fournir des garanties que des ressources financières adéquates sont disponibles pour le déclassement de ces installations et la gestion des déchets radioactifs qui en résultent.

Page 26

Page 335

Une unité de filtration portative est maintenant disponible en cas de rejet partiel afin de minimiser les concentrations de radionucléides dans la SCA pendant l’événement. Elle serait déployée à partir de son lieu d’entreposage et reliée au système de ventilation existant de la SCA par un (nouveau) raccord d’urgence dédié à la SCA, selon les besoins, pour atténuer les conséquences de l’accident.Elle serait alimentée par l’alimentation électrique de secours avec redondance assurée par un générateur diesel portatif (équipement d’atténuation d’urgence).

Pages 39 à 41

Description générale des documents d’application de la réglementation de la CCSN

Page 39

Pour assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés, il faut notamment définir le nombre minimal de travailleurs possédant des qualifications particulières qui seront disponibles dans l’installation nucléaire en tout temps, ce que l’on appelle l’effectif minimal. Le nombre et les qualifications des travailleurs constituant l’effectif minimal devraient être suffisants pour intervenir avec succès aux conditions les plus exigeantes en ressources pour tout état crédible de l’installation, y compris l’exploitation normale, les incidents de fonctionnement prévus, les accidents de dimensionnement et les urgences.

Les scénarios de validation de l’effectif minimal sont également validés d’après une variété de conditions représentatives, lesquelles devraient inclure les événements crédibles les plus exigeants en ressources. Pour les centrales à tranches multiples, les scénarios de validation doivent inclure les événements les plus exigeants en ressources qui pourraient toucher plus d’une tranche, entre autres les événements sismiques, la perte d’alimentation électrique hors site et les ruptures de conduites de vapeur ou d’eau d’alimentation.

Les attentes rigoureuses concernant l’analyse et la validation systématiques de l’effectif minimal donnent l’assurance que l’installation disposera à tout moment d’un personnel qualifié en nombre suffisant pour répondre immédiatement aux conditions susmentionnées. En ce qui concerne les conditions additionnelles de dimensionnement, le REGDOC-2.2.5 n’indique pas expressément que ces conditions doivent être prises en compte au cours des phases d’analyse et de validation.Toutefois, l’effectif minimal sera disponible pour la réponse initiale à tout accident hors dimensionnement (AHD) avant l’arrivée de tout personnel supplémentaire appelé en renfort.Le REGDOC-2.2.5 sera révisé et mis à jour dans le cadre du processus d’élaboration des documents d’application de la réglementation de la CCSN.Ces mises à jour tiendront compte, entre autres, des conditions additionnelles de dimensionnement, des AHD, de l’évaluation de la charge de travail et de la possibilité d’obtenir du personnel supplémentaire qui interviendra en cas d’AHD.

Page 56

Page 130

• La section 3.1 indique ce qui suit : « Les méthodes d’analyse déterministe de la sûreté peuvent s’appliquer à un large éventail de modes d’exploitation et d’événements touchant la centrale, y compris l’exploitation normale et le fonctionnement anormal résultant de défaillances de l’équipement, d’erreurs des opérateurs et de diverses menaces comme les incendies, les inondations ou les tremblements de terre. »
• La section 4.2.2 indique ce qui suit : « La liste des événements identifiés pour l’analyse de la sûreté doit comprendre : 1) toutes les défaillances ou anomalies crédibles de composants et de systèmes; 2) toutes les erreurs crédibles des opérateurs ».
• La section 4.2.2.3 indique ce qui suit : « Toutefois, les conséquences génériques des erreurs humaines comme événements initiateurs devraient être prises en compte pour établir toute défaillance potentielle conséquente d’un système. Ainsi, si une erreur particulière d’un opérateur entraîne un événement initiateur unique, il faudrait l’inclure dans la liste des EIH, pour les analyses déterministes de la sûreté. »

De plus, le REGDOC-2.4.1 stipule que le titulaire de permis doit effectuer une ADS pour aider à élaborer une stratégie que l’opérateur devra suivre. Par exemple, le point 4 de la section 3.2 stipule que les analyses déterministes de la sûreté sont utilisées pour :

• aider à confirmer ou à valider les stratégies d’intervention identifiées pour le rétablissement de la centrale en cas d’IFP ou d’AD
• aider à mettre au point une stratégie d’intervention que suivra l’opérateur dans le cas où les mesures d’intervention automatiques et les procédures d’exploitation d’urgence ne parviennent pas à prévenir un accident grave

Utilisation des études probabilistes de sûreté

Pages 142-143

Les récentes mises à jour des EPS ont fourni des estimations du risque au niveau du site (FDC et FGER par site), mais elles n’ont pas été utilisées dans la surveillance des risques. La surveillance des risques, notamment pour l’équipement hors service, porte sur le risque que représente une tranche individuelle, en prenant en considération les impacts des équipements communs et partagés.

Page 208

Page 208

Page 148

Pages 216-217

La CCSN s’engage à mener ces activités de mobilisation pendant tout le cycle de vie des installations et activités d’intérêt réglementées par la CCSN, à l’intérieur et à l’extérieur d’un processus réglementaire formel (c’est-à-dire une demande de permis ou une évaluation environnementale). En d’autres mots, la CCSN continuera à mobiliser les communautés autochtones et à collaborer avec celles‑ci pendant la durée de validité du permis d’une installation et pas seulement pendant un processus réglementaire formel devant la Commission aux fins de décision (ce qui peut déclencher des exigences de consultation formelle).

L’évaluation reposait sur une approche multiméthode pour recueillir des données à partir d’examens documentaires, de discussions de groupes de réflexion et d’un questionnaire sur les perceptions de la culture de surveillance de la sûreté. La CCSN a également utilisé le document de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN) intitulé The Safety Culture of an Effective Nuclear Regulatory Body.

Les manuels des conditions de permis actuels contiennent les indications suivantes :

Le programme de performance humaine devrait décrire et intégrer l’ensemble des facteurs humains qui influent sur la performance humaine, ce qui comprend entre autres les éléments suivants :

• la présence d’un personnel qualifié (accréditation et formation, dotation, effectif minimal par quart, heures de travail, gestion de la fatigue)
• la réduction de l’erreur humaine (facteurs humains dans la conception, les procédures, le taux de roulement, la protection sur les lieux de travail, les réunions avant et après le travail, les stratégies et pratiques de travail sûres)
• le soutien organisationnel pour des activités de travail sûres (actions humaines dans l’analyse de la sûreté, rendement organisationnel et culture de sûreté)
• l’amélioration continue de la performance humaine