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

Ce document complète le rapport national du Canada pour la huitième réunion d'examen de la Convention sur la sûreté nucléaire. En offrant des informations supplémentaires et détaillées en réponse à 142 questions spécifiques ou commentaires reçus des parties contractantes, le document démontre comment le Canada a mis en œuvre ses obligations au titre de la convention sur la sûreté nucléaire. Ce document est produit par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) au nom du Canada. Le personnel de la CCSN et les représentants d'Ontario Power Generation, de Bruce Power, d'Énergie NB, de SNC-Lavalin Nucléaire, de Santé Canada et de Ressources naturelles Canada ont contribué au document.

Liste des pays qui ont fourni des questions et des commentaires

Royaume-Uni

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Royaume-Uni Article 8 8.1c), p. 85   L’alinéa 8.1c) fait référence à une approche systématique de la formation sur les connaissances liées aux centrales nucléaires et de la formation en cours d’emploi pour les inspecteurs de site, tant sur le plan des processus technologiques que des processus de réglementation. Il vise également la formation spécifique sur le transfert de connaissances offerte aux inspecteurs principaux qui encadrent les inspecteurs en formation.

Il devrait s’agir d’un point fort.

Le Canada prend acte du commentaire.
Royaume-Uni Article 8 8.1c), p. 85 L’alinéa 8.1c) fait référence à l’attrition prévue du personnel de la CCSN et à l’intégration de la planification stratégique de l’effectif. Veuillez fournir davantage de renseignements sur la manière dont une telle planification de l’effectif est suffisamment agile pour répondre à l’éventail de demandes de l’industrie nucléaire du Canada, comme le programme de remise en état des réacteurs CANDU en cours, le potentiel de prolifération de diverses technologies de petits réacteurs modulaires (PRM) dans l’ensemble du Canada ainsi que la réglementation continue des responsabilités existantes.   La CCSN actualise régulièrement la planification de l’effectif, ce qui permet à l’organisation de s’adapter et de répondre à diverses demandes changeantes au sein de l’industrie nucléaire du Canada. Afin de veiller à ce que la CCSN soit bien positionnée pour répondre aux besoins futurs de l’industrie, d’autres processus internes de planification des activités sont également intégrés et pris en compte dans le cadre du processus de planification de l’effectif, comme les cycles annuels de planification stratégique et opérationnelle ainsi que les mises à jour trimestrielles sur la surveillance des programmes et le profil de risques de l’entreprise. Toutes ces activités permettent de dresser un portrait complet et opportun des pressions et des facteurs déterminants de l’industrie, qui alimente les discussions trimestrielles sur la planification de l’effectif. En se fondant sur ces discussions, la CCSN est en mesure de prévoir adéquatement l’attrition et l’arrivée de personnel dans des domaines critiques et émergents ainsi que de planifier et de se préparer en conséquence.
Royaume-Uni Article 8 8.2e), p. 88 L’alinéa 8.1e) fait référence à cinq recommandations formulées par le Bureau du vérificateur général à la suite d’une vérification du programme d’inspection de la CCSN pour les centrales nucléaires réalisé en 2016. Le rapport indique que la CCSN a achevé les mesures correctives avant mars 2017. Veuillez décrire comment l’approche révisée de la planification des inspections cible et priorise de façon appropriée les systèmes des centrales nucléaires, d’une manière qui tient compte du risque.   Le plan quinquennal de conformité de base est fondé sur une approche axée sur le risque. Il se concentre particulièrement sur les domaines ayant une incidence réglementaire plus importante, et le risque est modélisé de sorte de minimiser les biais et la subjectivité. Grâce à l’approche axée sur le risque, une compréhension approfondie et équilibrée de l’éventail des risques des centrales nucléaires permet l’utilisation efficace des ressources pour gérer les domaines les plus à risque.

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.)
Royaume-Uni Article 16 16.2b), p. 185 L’alinéa 16.2b) fait référence à la relation de travail entre le Canada et les États-Unis sur le plan de la mise en commun de l’expertise en matière de préparation aux urgences.

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.

Royaume-Uni Article 14 14(ii)b), p. 153 L’alinéa 14(ii)b) fait référence au REGDOC‑2.6.3, Gestion du vieillissement de la CCSN, qui établit une liste exhaustive des exigences relatives aux programmes intégrés de gestion du vieillissement, y compris les arrangements organisationnels. Reconnaissant que l’exploitation des tranches de Bruce et d’OPG pourrait se prolonger jusqu’en 2064, il n’y a pas de renseignements à l’égard du programme de réglementation de la CCSN visant la surveillance des programmes de gestion du vieillissement des titulaires de permis.

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.

  Le programme de surveillance réglementaire de la CCSN dans ce domaine vise à confirmer que la philosophie de gestion du vieillissement établie dans le REGDOC-2.6.3 est mise en œuvre de manière efficace. L’approche systématique de la gestion du vieillissement comprend l’exécution des activités du cycle de décision (PLANIFIER, FAIRE, VÉRIFIER, AGIR), énoncées à la section 2.2 du REGDOC‑2.6.3 (lequel est inspiré des guides et des rapports de sûreté de l’AIEA sur la gestion du vieillissement et l’exploitation à long terme). Afin d’assurer la surveillance réglementaire du programme, la CCSN exécute au moins les activités de vérification de la conformité suivantes (pour une description étayée des plans de gestion du cycle de vie et des programmes d’inspections périodiques [PIP], voir la réponse au numéro 62) :
  • 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.

Royaume-Uni Article 7 7.2(i)b), p. 47   L’alinéa 7.2(i)b) et l’annexe connexe décrivent le document de travail de la CCSN sur la stratégie réglementaire, les approches et les défis associés aux petits réacteurs modulaires. Durant ce processus, la CCSN a entrepris un examen exhaustif de la capacité de son cadre de réglementation de s’adapter aux technologies novatrices et a sollicité rapidement les commentaires du public à l’égard des défis potentiels en matière d’autorisation. Cette approche a permis de reconnaître rapidement que le cadre de réglementation existant, de manière générale, peut s’adapter aux PRM et, ce faisant, offrir une certaine confiance aux fournisseurs potentiels et de l’assurance à Ressources naturelles Canada. La CCSN a reconnu rapidement qu’il était nécessaire de peaufiner davantage son cadre pour assurer l’application d’une méthode graduelle au choix de l’emplacement, à la conception, à la construction et à l’exploitation des PRM à l’avenir.

Il s’agit d’un point fort potentiel.

Le Canada prend acte du commentaire.
Royaume-Uni Article 8 8.2a) et 8.2b) Les alinéas 8.1a) et 8.2a) décrivent la position de la CCSN au sein de la structure gouvernementale, et indiquent que la Commission rend des comptes au Parlement par le ministre des Ressources naturelles (RNCan), par l’intermédiaire duquel elle doit notamment présenter son plan ministériel. Il est évident que les décisions réglementaires individuelles ne peuvent être révisées que par la Cour fédérale et que la CCSN ne relève pas directement du ministre.

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.

  Tel qu’il est indiqué, le ministre des Ressources naturelles (RNCan) est responsable de la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

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.

Royaume-Uni Article 8 8.1c), p. 85 L’alinéa 8.1c) fait référence à une initiative de recrutement de nouveaux diplômés qui a permis à l’organisation d’embaucher 154 nouveaux diplômés depuis 2014. On ne peut déterminer avec exactitude de quelle manière les diplômés sont suffisamment exposés et sensibilisés à l’industrie qu’ils seront appelés à réglementer ultérieurement (soit en tant que spécialistes ou en tant qu’inspecteurs de première ligne), reconnaissant qu’ils acquerront une expérience de l’exploitation minimale.

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.

  De nombreux diplômés sont recrutés par l’intermédiaire du programme coop technique de la CCSN. Ce programme coop de quinze mois comprend trois rotations de cinq mois dans différents domaines techniques et réglementaires, incluant sans s’y limiter les sites de centrales nucléaires.

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.

Royaume-Uni Article 14 14(ii)b), p. 153 L’alinéa 14(ii)b) fait référence au programme de gestion du cycle de vie des canaux de combustible et à la mise au point de méthodes et modèles techniques de pointe en vue de prédire les propriétés des matériaux pour l’ensemble de la vie utile des composants des canaux de combustible. Le rapport indique que les titulaires de permis de centrales nucléaires utilisent des modèles pour appuyer le dossier de sûreté visant à justifier leurs demandes de prolongation des limites d’heures équivalentes pleine puissance (HEPP). Veuillez fournir de plus amples renseignements sur la manière dont la CCSN assure une validation/vérification indépendante appropriée des modèles des titulaires de permis simulant le comportement des composants majeurs qui limitent la durée de vie.   Le programme de gestion du cycle de vie des canaux de combustible détermine les activités réalisées par le titulaire de permis pour confirmer que les méthodes et modèles techniques sont validés et vérifiés. Les titulaires de permis exécutent des activités de R-D par l’intermédiaire du Groupe des propriétaires de CANDU (COG). Les travaux du COG visent à recueillir des données permettant de mieux comprendre et prédire les conséquences des mécanismes de dégradation complexes, y compris l’absorption de deutérium par les tubes de force, l’intégrité structurale des bagues annulaires et la résistance à la rupture des tubes de force. Les chercheurs parrainés par le COG, de même que le personnel des titulaires de permis, informent le personnel de la CCSN de la manière dont les résultats des études sont intégrés dans les modèles. Dans de nombreux cas, le personnel de la CCSN tient des réunions avec l’industrie pour atténuer les préoccupations de la CCSN et pour vérifier que les approches des titulaires de permis sont justifiées. Si les résultats de recherche indiquent qu’un quelconque aspect des modèles actuels pourrait ne pas être prudent, la CCSN veille à ce que les nouveaux résultats soient intégrés dans les modèles révisés afin qu’ils restent prudents. Souvent, des points de contrôle officiels sont établis et appliqués sous forme de conditions de permis. Ces points de contrôle nécessitent que les titulaires de permis exécutent des activités précises de recherche et de modélisation, pour mieux comprendre et modéliser les mécanismes de dégradation, afin que les titulaires de permis puissent poursuivre leur exploitation. De plus, le COG organise des séminaires bisannuels sur les canaux de combustible lors desquels ces recherches sont présentées. Par l’intermédiaire de son programme de soutien à la recherche, la CCSN a sollicité les services de chercheurs universitaires et de chercheurs des Laboratoires de Chalk River afin de procéder à des examens ou à des projets de recherche par des tiers pour valider de manière plus approfondie les méthodes et modèles.

Haut de la page

Indonésie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Indonésie Généralités ii On mentionne dans le Résumé que le Canada délivre un seul permis pour les centrales nucléaires à tranches multiples. Si un problème touche l’une des tranches et que la CCSN doit intervenir, comment cette dernière peut-elle entamer une poursuite visant la tranche problématique seulement, alors qu’elle fait l’objet d’un permis commun?   À l’heure actuelle, au Canada, il n’existe pas de centrales nucléaires à tranches multiples dont les tranches ont différents titulaires de permis (exploitants) aux termes d’un même permis. Le fait qu’il y ait plus d’une tranche n’a aucune incidence sur le pouvoir de la CCSN de poursuivre l’exploitant, et toute poursuite pourrait viser une seule tranche précise sans avoir d’impact sur l’exploitation des autres tranches. La portée de la poursuite entamée serait proportionnelle à la nature de l’infraction et alignée sur celle‑ci. La CCSN pourrait imposer des limites et même mettre à l’arrêt une seule ou plusieurs tranches, ou même toutes les tranches, d’une centrale nucléaire au besoin. n286
Indonésie Généralités ii On mentionne dans le Résumé que le Canada délivre un seul permis pour les centrales nucléaires à tranches multiples. Si un problème touche l’une des tranches et que la CCSN doit intervenir, comment cette dernière peut-elle entamer une poursuite visant la tranche problématique seulement, alors qu’elle fait l’objet d’un permis commun?   Question répétée. Voir la réponse au numéro 10.
Indonésie Article 7 p. 69 Le Canada réalise des activités de surveillance pour recueillir des renseignements en temps réel concernant le rendement des titulaires de permis et les problèmes émergents potentiels. La CCSN recueille-t-elle des données en temps réel des centrales nucléaires, p. ex., puissance du réacteur, températures à l’entrée et à la sortie du système caloporteur, débit de circulation du système primaire?   Durant une urgence nucléaire dans une centrale nucléaire au Canada, la CCSN recueille environ 40 paramètres de la centrale en temps quasi réel. Les paramètres recueillis comprennent notamment les suivants : puissance du réacteur, systèmes d’arrêt, niveau et pression des générateurs de vapeur, température et pression du système caloporteur, etc. La CCSN utilise ces renseignements pour maintenir la surveillance réglementaire. En particulier, le Centre des mesures d’urgence de la CCSN utilise les paramètres des centrales aux fins d’analyse des tendances et de pronostic et diagnostic des accidents. Il est important de noter qu’au Canada, l’exploitant d’une centrale nucléaire est responsable d’exploiter la centrale durant une urgence (p. ex., mesures d’atténuation). Ni la CCSN ni le gouvernement du Canada n’assume le contrôle de la centrale nucléaire.

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

Page 69

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.

Haut de la page

Slovénie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Slovénie Article 13 13a), p 133 Pourriez-vous indiquer à quel moment toutes les installations nucléaires devront se conformer à la norme du Groupe CSA N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires? (Quelle est l’échéance pour l’alignement sur les dispositions de la norme N286-12?)

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).

Slovénie Article 13 13a), p. 134 Les exigences pour l’auto‑évaluation et l’évaluation indépendante sont-elles liées au système de gestion ainsi qu’à la culture de sûreté et au leadership en matière de sûreté?   La CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis évaluent leur rendement régulièrement au moyen d’auto‑évaluations et d’évaluations indépendantes (internes et externes) pour toutes les activités et toutes les exigences de permis, puisque cela s’inscrit dans la portée du système de gestion. La norme CSA N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires énumère explicitement ces activités pour la culture de sûreté ainsi que la performance humaine. Aux termes de cette norme, les dirigeants d’une organisation doivent également évaluer continuellement la capacité du système de gestion d’atteindre efficacement tous ses objectifs. La CCSN a également publié le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, qui établit en détail les attentes et l’orientation relatives aux manières d’évaluer la culture de sûreté.

Haut de la page

Pakistan

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Pakistan Article 14 14(i)d) En ce qui concerne l’alinéa 14(i)d), le Canada pourrait envisager de communiquer ses pratiques exemplaires pour l’installation de Pickering relatives à la gestion de l’obsolescence, qui ont été relevées par l’OSART en 2016.   La gestion de l’obsolescence tient compte des évaluations de la gestion du vieillissement à long terme et des exigences associées à la transition vers le déclassement. Le programme de gestion de l’obsolescence de la centrale appuie les plans d’exploitation à long terme et la transition vers le déclassement. Les membres de l’équipe responsable de la gestion de l’obsolescence se consacrent au repérage et à la résolution de ce genre de problèmes. Ces personnes mettent en œuvre des solutions en matière de gestion de l’obsolescence en offrant un soutien sur le plan de l’approvisionnement aussi bien que de la conception technique. Cet arrangement permet à la centrale d’adopter une approche mieux ciblée et plus uniforme et de réduire le nombre de transferts entre les différents groupes d’ingénieurs. Il permet également à l’équipe d’envisager de manière stratégique une application élargie afin de retenir la solution la plus rentable. La coopération entre ces groupes aux divers mandats favorise l’élaboration d’évaluations des conditions qui tiennent compte des besoins pour toute la durée de vie de l’ensemble des composants. Cette stratégie aboutit au renforcement de la sûreté à l’approche de la transition vers le déclassement définitif.

Haut de la page

Ukraine

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Ukraine Article 8.1 p. 94 Selon l’alinéa 8.1i), la stratégie visant à assurer l’état de préparation réglementaire des PRM est fondée sur un cadre de réglementation rigoureux, mais souple, qui repose sur un fondement juridique sain. Normalement, les termes « rigoureux » et « souple » sont conflictuels. Par comparaison avec le cadre de réglementation des installations nucléaires existantes, le cadre de réglementation des PRM est-il plus « rigoureux » ou plus « souple »?   Le cadre de réglementation existant de la CCSN s’applique à un vaste éventail d’activités relatives à l’exploitation et au déclassement des installations dotées de réacteurs actuelles, tout en établissant des attentes réglementaires claires pour les demandeurs de permis de préparation de l’emplacement, de construction et d’exploitation de nouveaux réacteurs, comme les PRM.

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.

Ukraine Article 7.2 p. 249 L’un des sujets abordés dans le DIS-16-04 est l’approche à l’autorisation d’un nouveau réacteur de démonstration. Pourriez‑vous préciser le terme « réacteur de démonstration » et les caractéristiques de l’approche d’autorisation?   Le terme « réacteur de démonstration » n’a pas de sens juridique dans le cadre de réglementation du Canada. En général, un réacteur de démonstration fait référence à une installation première en son genre à pleine échelle, plus élaborée qu’un prototype ou un réacteur d’essai, mais conçue pour appuyer certaines activités de démonstration précises établies par un titulaire de permis. Ces activités peuvent comprendre l’acquisition d’expérience de l’exploitation et de données connexes pour de nouvelles applications commerciales, la réalisation d’essais à long terme, la collecte de données, la R-D à l’appui d’améliorations à la conception générique afin de déployer une installation « ixième » en son genre ou un parc d’installations. La CCSN utilise le même processus d’autorisation pour les installations nucléaires de catégorie I, qu’il s’agisse d’une installation première en son genre ou ixième en son genre. La CCSN reconnaît que les renseignements à l’appui d’une installation première en son genre par rapport à une installation ixième en son genre peuvent varier, et qu’il est nécessaire de prendre des mesures de sûreté et de contrôle appropriées et proportionnelles au risque découlant de tout écart sur le plan de l’expérience de l’exploitation au moment de l’autorisation et tout au long du cycle de vie de l’installation.
Ukraine Généralités Annexe 18, p. 323 « Le processus de la CCSN pour l’examen de la conception de fournisseur préalable au projet est divisé en trois phases distinctes. ...Phase 2 : La CCSN confirme que les documents soumis pour la conception spécifique démontrent que la conception proposée est conforme au REGDOC‑2.5.2 et aux documents connexes. La portée des documents soumis est établie par la CCSN et comprend habituellement une évaluation en fonction de 19 domaines d’intérêt : ... conception et qualification du combustible. » Pourriez-vous clarifier comment la CCSN procède à l’autorisation du combustible nucléaire (s’agit-il d’une analyse de la sûreté approfondie du combustible, ou la CCSN vérifie-t-elle que le combustible ne dépasse pas certains critères établis)?   Les spécialistes de la CCSN évaluent la conception du combustible durant les phases 1 et 2 des examens préalables à l’autorisation en fonction des exigences générales énoncées dans le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires de la CCSN, à la section 8.1.1, Éléments de combustible, assemblages et conception. Le fournisseur d’une conception de réacteur avancé est tenu de décrire la conception de l’assemblage du combustible, comme la matrice de combustible, la gaine, les cales d’écartement, les plaques de soutien, les barres amovibles à l’intérieur de l’assemblage, etc. Il doit également identifier tous les systèmes d’interfaces dans le cœur du réacteur, ainsi que les systèmes auxiliaires de manutention du combustible frais et usé, et les systèmes de détection du combustible défectueux. Conformément aux exigences, la conception du combustible tiendra compte de tous les mécanismes de défaillance, y compris les critères de défaillance à l’appui d’une analyse déterministe de la sûreté exhaustive. Au-delà des pratiques relatives à l’examen de la conception du fournisseur, la CCSN exige que la conception du combustible soit apte à l’exploitation avant le chargement du combustible dans un réacteur. Le fournisseur doit faire la preuve d’une base de connaissances vérifiée et vérifiable pour confirmer le respect des exigences de conception relatives à l’assemblage de combustible, y compris la prise en compte des mécanismes de défaillance du combustible. Il peut y parvenir au moyen d’expérience de l’exploitation documentée portant sur le même type de combustible dans d’autres réacteurs ou par l’intermédiaire d’un programme d’essais expérimentaux et d’analyse. La CCSN autorise l’utilisation de la nouvelle conception du combustible dans un réacteur à la suite d’un examen exhaustif du dossier de sûreté présenté par le demandeur, dans lequel ce dernier aborde tous les états de fonctionnement du réacteur (conditions d’exploitation normales et incidents de fonctionnement prévus) et les conditions d’accident. Conformément au REGDOC‑2.5.2, le dossier de sûreté doit :
  • 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
Ukraine Article 7 Paragraphe 7.2(ii), p. 49 « Dans le cadre de réglementation établi par la CCSN, les centrales nucléaires sont définies comme des installations nucléaires de catégorie IA, et les exigences réglementaires qui s’y appliquent sont contenues dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Ce règlement énonce qu’un permis doit être délivré pour chacun des cinq types d’activités qui composent le cycle de vie d’une installation nucléaire de catégorie IA :
  • 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.)

  La libération du contrôle réglementaire de la CCSN a lieu lorsque le titulaire de permis a achevé avec succès le déclassement de l’installation et qu’il a remis le site dans un état permettant de l’utiliser ultérieurement à d’autres fins (p. ex., un terrain de friche réaménagé [industriel] ou non). La CCSN exige la présentation d’une demande de permis d’abandon ou d’exemption de permis. La demande doit être étayée par des rapports sur les résultats des activités de déclassement et de remise en état du site ainsi que sur les résultats de la surveillance radiologique et environnementale, afin de démontrer qu’un permis délivré en vertu de la LSRN n’est plus nécessaire pour le site.

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.cfm.

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.

Ukraine Généralités Résumé, Chapitre II, p. 21 [La question qui suit vise la version anglaise seulement.] « Au cours de la période de référence, la CCSN a continué d’apporter des améliorations au cadre de réglementation – dont aux différents documents d’application de la réglementation se rapportant aux centrales existantes et aux projets de construction de nouvelles centrales nucléaires, y compris les technologies émergentes de petits réacteurs modulaires – et de l’harmoniser avec les normes internationales (tout au moins). Ces changements ont été incorporés au cadre de réglementation au moyen d’une approche qui tient compte du risque, en mettant l’accent sur des objectifs de sûreté fondamentaux neutres sur le plan technologique. [Dans la version anglaise : These changes have been introduced into the regulatory framework in a risk-informed way by focusing on technology neutral fundamental safety objectives.] On a profité des renouvellements de permis de centrale nucléaire (qui ont lieu approximativement tous les dix ans) pour ajouter de nouvelles normes et exigences, y compris des dispositions prévoyant leur mise en œuvre sur une période prédéterminée. » Pourriez-vous clarifier le sens du terme « neutre » dans l’expression « objectifs de sûreté fondamentaux neutres »? [Dans la version anglaise : « neutral fundamental safety objectives ».]   La confusion à l’égard du sens du terme « neutre » découle vraisemblablement de l’omission involontaire d’une virgule [dans la version anglaise seulement]. La formulation correcte devrait être la suivante : « technology-neutral, fundamental safety objectives ». Cela signifie que les objectifs de sûreté fondamentaux s’appliquent sans égard au type de réacteur construit (ils sont donc neutres sur le plan technologique).
Ukraine Article 15 p. 158; p. 294 (annexe 15 a)) Selon les renseignements fournis à la page 158, pour les centrales nucléaires canadiennes, la limite de dose efficace reçue par un travailleur est établie à 50 mSv par année et assortie d’une limite de 100 mSv sur cinq ans. D’après le tableau « Résumé des doses professionnelles dans les centrales nucléaires canadiennes, de 2016 à 2018 » à la page 294, on observe que les doses efficaces individuelles maximales reçues par un travailleur pour 2016-2018 s’élèvent à 23,05 mSv et à 22,19 mSv (les deux valeurs visent la centrale nucléaire de Bruce).

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)?

  La dose efficace individuelle annuelle la plus élevée reçue par un travailleur d’une centrale nucléaire canadienne au cours des dix dernières années s’élevait à 29,0 mSv (en 2012).
Ukraine Article 15 p. 295, annexe 15a), deuxième tableau Aux termes de la réglementation canadienne en matière de radioprotection, les titulaires de permis sont tenus de présenter une dose efficace de rayonnement pour les travailleurs d’une centrale nucléaire pour une période de cinq ans débutant le 1er janvier 2001. Le tableau montre les valeurs maximales de la dose de rayonnement individuelle sur trois ans (2016-2018) pour la période de cinq ans allant de 2016 à 2020.

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 1er janvier 2001?
  2. Quelle a été la dose efficace individuelle la plus élevée pour une période de cinq ans entre le 1er 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 1er 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.
Ukraine Article 7 Paragraphe 7.2(ii), p. 49 Si les renseignements demandés figurent dans les demandes de permis, la Commission peut, à sa discrétion, délivrer un permis qui comprend plusieurs catégories de permis (p. ex. un permis de préparation de l’emplacement et de construction, ou un permis de construction et d’exploitation). Elle peut aussi choisir de délivrer, pour plusieurs installations, un seul permis pour chaque étape de leur cycle de vie. Q.4 : Le rapport indique ce qui suit : La « Commission peut, à sa discrétion, délivrer un permis qui comprend plusieurs catégories de permis… ». Le document Processus d’autorisation des nouvelles centrales nucléaires au Canada, mai 2008 [ci-après, le Document] (p. 4, chapitre 4. Processus d’autorisation des nouvelles centrales nucléaires) indique pour sa part ce qui suit : « Un permis distinct est délivré de façon séquentielle à chacune des étapes du cycle de vie d’une centrale nucléaire. Toutefois, les demandes visant la préparation de l’emplacement, la construction et l’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire peuvent être évaluées en parallèle. »

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?

  La CCSN a remplacé sa publication de 2008, Processus d’autorisation des nouvelles centrales nucléaires (le Document), par le REGDOC‑3.5.1, Diffusion de l’information, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium. La CCSN a publié la version 2 du REGDOC-3.5.1 en 2017. Le rapport du Canada pour la CSN cite des renseignements tirés du nouveau REGDOC relatif à l’approche de l’autorisation, qui a évolué depuis 2008. Toutefois, veuillez noter que la formulation du REGDOC‑3.5.1 et celle du rapport pour la CSN ne sont pas suffisamment précises; nous y remédierons dans le cadre de la prochaine révision du REGDOC‑3.5.1, de sorte d’assurer l’uniformité avec la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et les règlements de la CCSN.

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).

Haut de la page

Finlande

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Finlande Généralités Chapitre II DVSN; dans la liste des activités planifiées en vue de renforcer la sûreté, on mentionne l’installation d’un système passif d’évent avec filtrage pour confinement à Bruce-B. Qu’est-ce qui explique cette mesure? Sera-t-elle mise en œuvre dans d’autres centrales nucléaires également?   Les tranches de Bruce sont déjà dotées d’un système de décharge d’air filtré d’urgence; toutefois, ce système a été conçu pour un accident de dimensionnement visant une seule tranche. Selon une analyse, le système est en mesure de gérer des accidents graves touchant deux tranches. Étant donné que les quatre tranches de la centrale de Bruce partagent la même enceinte de confinement, on a pris la décision d’accroître la capacité en installant un système passif d’évent avec filtrage pour confinement afin de protéger l’enceinte de confinement en cas d’événement touchant quatre tranches. Des systèmes semblables seront installés dans les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B. La centrale de Point Lepreau dispose d’un système passif d’évent avec filtrage pour confinement depuis 2012, et OPG procède à l’installation d’un système semblable à la centrale de Darlington. On ne compte pas installer de système passif d’évent avec filtrage pour confinement à la centrale de Pickering en raison de la mise à l’arrêt prévue en 2024. D’autres stratégies sont mises en place pour protéger l’enceinte de confinement à Pickering.
Finlande Article 14 Résumé En ce qui concerne l’enjeu 3 de la septième réunion d’examen, on mentionne dans le Résumé que le « parc de centrales nucléaires à tranches multiples du Canada fait actuellement l’objet d’activités de remise à neuf ou de prolongation de la durée de vie utile, ce qui a retardé la nécessité de cette initiative. » Qu’en est-il des plans visant la centrale nucléaire de Pickering selon lesquels les tranches 2 et 3 seront maintenues en état de stockage sûr (aucune décision n’a encore été prise à l’égard des activités de prolongation de la vie utile)? Nous convenons que cet enjeu demeure en suspens.   Le stockage sûr des tranches 2 et 3 de Pickering est réglementé aux termes du même permis d’exploitation de la CCSN qui vise les six tranches de Pickering en exploitation. Les exigences rigoureuses actuellement en place permettent d’assurer la mise à l’arrêt sûre et dans les règles de tranches additionnelles. Par exemple, aux termes de son permis, OPG doit mettre en œuvre une stratégie visant la fin de l’exploitation commerciale et la transition vers le stockage sûr. Le permis est valide jusqu’en 2028; il sera donc en vigueur durant la période où toutes les tranches de Pickering qui sont actuellement en exploitation doivent être mises à l’arrêt de façon définitive.
Finlande Article 7 Introduction sections D et E, DVSN, articles 7 et 18 Articles 7 et 18, Introduction, sections D et E, DVSN; comment définissez-vous les objectifs et critères de sûreté réglementaire pour les PRM? Dans quelles conditions serait‑il approprié d’assouplir les exigences relatives à la gestion des accidents graves (c.‑à‑d., défense en profondeur de niveau 4) uniquement sur la base des données relatives aux EPS? Y a-t-il aussi des exigences déterministes? Dans quelles conditions serait-il approprié de réduire les zones de planification et de protection autour d’un PRM, uniquement sur la base des données relatives aux EPS? Y a-t-il aussi des exigences déterministes?   Le terme « PRM » n’a pas de sens juridique dans le cadre de réglementation du Canada. Toutes les installations dotées de réacteurs sont réglementées en tant qu’installations nucléaires de catégorie 1A, et les exigences réglementaires sont appliquées proportionnellement selon une méthode graduelle qui tient compte des aspects novateurs, de la complexité des activités et du danger potentiel pour les travailleurs et le public. Deux documents d’application de la réglementation offrent de plus amples renseignements sur la méthode graduelle : le REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation et le REGDOC‑1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires. L’approche graduelle ne signifie pas un relâchement des exigences, mais plutôt une application de ces exigences de façon proportionnelle aux risques et caractéristiques d’une installation ou activité (en tenant compte des incertitudes).
  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.cfm.
Finlande Généralités Chapitre II, Résumé   Le Canada propose que la suggestion découlant de la septième réunion d’examen soit close, bien que les travaux se poursuivent au cours de la prochaine période visée par le rapport en vue de résoudre les trois QSC de catégorie 3 restantes. Nous ne sommes pas convaincus que la suggestion puisse être close, et il faudra en discuter à l’occasion de la huitième réunion d’examen. Le Canada prend acte du commentaire.
Finlande Généralités Chapitre II   On mentionne que le Canada a élaboré une feuille de route stratégique pour les PRM et qu’il « a continué de peaufiner son approche de réglementation pour qu’elle convienne aux PRM, notamment en formulant de l’orientation supplémentaire, en examinant les processus réglementaires et en ajustant la capacité réglementaire ». Cela pourrait constituer un point fort relatif à la modification du cadre de réglementation en vue de permettre le déploiement de nouvelles technologies. Le Canada prend acte du commentaire.
Finlande Article 7 7.2(i)b), p. 41   La publication des documents de travail qui permettent de solliciter rapidement les commentaires du public sur les initiatives réglementaires pourrait constituer un point fort. Certains des sujets intéressants faisant l’objet de ces publications durant la période visée par le rapport comprennent les PRM et la performance humaine. Le Canada prend acte du commentaire.
Finlande Article 7 Chapitre II, DVSN On mentionne que le « cadre de réglementation canadien a été harmonisé avec les normes de sûreté de l’AIEA, qui elles-mêmes ont démontré qu’elles respectaient les principes de la DVSN ». Les normes de sûreté de l’AIEA sont des documents de consensus qui laissent une marge de manœuvre pour certains niveaux de sûreté, par exemple les critères de sûreté. Pour certains sujets, il est nécessaire de prendre une décision quant à la mise en œuvre nationale des normes de sûreté de l’AIEA. Avez-vous tiré d’autres interprétations, dans les règlements nationaux sur la sûreté nucléaire, de ce que signifie en pratique le principe 1 de la DVSN?   Tel qu’il est mentionné dans le rapport du Canada, durant la période visée par le rapport, le Canada a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur la radioprotection de sorte de tenir compte des leçons apprises de Fukushima, y compris celles liées aux mesures qui réduiraient la probabilité ou qui atténueraient les conséquences des accidents graves.

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 :

0
  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
Finlande Article 14 Article 14, DVSN On mentionne que les centrales nucléaires en exploitation au Canada sont conformes au principe 2 de la DVSN. Quelle est la stratégie de gestion des accidents graves des réacteurs CANDU en exploitation pour le refroidissement du cœur en fusion?   La conception CANDU, un réacteur muni de tubes de force, a pour avantage d’être dotée d’un modérateur à faible pression distinct qui fournit une source d’eau considérable. En cas d’accident grave, la stratégie vise à maintenir le cœur en fusion dans la cuve de calandre (réservoir du modérateur). Cette cuve contient une quantité d’eau considérable qui pourra être transformée en vapeur et évacuée dans l’enceinte de confinement. Tous les réacteurs CANDU au Canada sont dotés d’un modérateur d’appoint pour assurer le maintien du refroidissement. En cas de défaillance de la cuve de calandre, le cœur en fusion migrerait vers le bouclier caisson, un vaste réservoir servant au blindage biologique et rempli d’eau légère qui assurera le refroidissement du cœur en fusion. Une fois de plus, ce réservoir constitue une capacité supplémentaire pour l’enceinte de confinement et comporte une source d’eau d’appoint qui permet un refroidissement à long terme.
Finlande Généralités Ensemble du rapport Le Rapport national du Canada n’énumère aucun enjeu. Selon vous, quels sont au Canada les principaux enjeux relatifs à la sûreté nucléaire?   CCSN :
  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.

Finlande Article 10 Article 10 On mentionne qu’en avril 2018, la CCSN a publié le REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté. Quelles exigences relatives à la culture de sûreté existaient auparavant, et de quelle manière la publication du nouveau REGDOC a-t-elle influencé les programmes de culture de sûreté des titulaires de permis? Étant donné que le REGDOC est plutôt récent, a-t-on déjà établi des constatations à la suite d’examens/inspections de la CCSN à l’égard de la culture de sûreté des titulaires de permis? Dans l’affirmative, pouvez-vous donner des exemples?   Avant la publication par la CCSN du REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté, il n’existait pas d’exigence permettant de surveiller ou d’évaluer la culture de sûreté. Toutefois, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’autres grandes installations au Canada procèdent à des évaluations de la culture de sûreté depuis plusieurs années. L’importance et la surveillance de la culture de sûreté dans les centrales nucléaires étaient déjà bien établies en raison des leçons apprises à la suite d’événements touchant l’industrie qui sont survenus notamment à Tchernobyl, à Davis Besse et à Fukushima. Voici quelques exemples de l’orientation :

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).

Finlande Article 10 Article 10 On mentionne que, durant la période visée par le rapport, la CCSN a réalisé une auto‑évaluation réglementaire de la culture de sûreté. Quelles ont été les principales constatations établies et mesures prises?   L’auto-évaluation réglementaire de la culture de sûreté a donné lieu à cinq recommandations. Chacune des cinq recommandations a été examinée et approuvée par la direction de la CCSN et a été assortie d’une personne‑ressource et de mesures à l’appui. Les cinq recommandations étaient les suivantes :
  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.

Finlande Article 10 p. 106 On mentionne ce qui suit : « La culture de sûreté est renforcée davantage en soumettant la sûreté nucléaire à un examen continu, en encourageant l’utilisation d’une approche prudente (« et si? ») en matière de planification et de préparation de la sûreté... ». Pouvez-vous donner un exemple concret de la notion « en encourageant l’utilisation d’une approche prudente (« et si? ») »?   Les Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture (caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire) comprennent une attitude de remise en question. Chaque personne demeure vigilante et remet constamment en question les conditions existantes et les activités en cours afin de repérer toute divergence qui risquerait de causer une erreur ou une action inadéquate. Tous les employés font preuve de vigilance pour repérer les hypothèses, les anomalies, les valeurs, les conditions, ou les activités qui risquent d’avoir des effets indésirables sur la sûreté de la centrale. Cette caractéristique s’applique au personnel de tous les domaines, y compris la planification et la préparation de la sûreté, que ce soit dans le cadre d’une réunion, du travail sur le terrain, de tâches des travailleurs du savoir, etc.

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.

Finlande Article 10 p. 106 On mentionne que « la haute direction [fait le suivi de l’efficacité] des programmes de sûreté... » (p. 106). Pouvez-vous donner un exemple concret d’un programme de sûreté favorisant la culture de sûreté et de la manière dont la haute direction, dans la pratique, assure le suivi de l’efficacité de ce développement sur le plan de la culture de sûreté?   À OPG, la haute direction a mis au point des processus visant à encourager les programmes de sûreté et à faire le suivi de leur efficacité ainsi qu’à démontrer par des actions que la sûreté constitue la principale préoccupation. Certains de ces programmes comprennent des examens réguliers de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO), des examens de la Commission d’examen de la sûreté nucléaire (CESN), des évaluations de la culture de sûreté nucléaire et des évaluations indépendantes. Les résultats de ces examens sont portés à l’attention du Comité exécutif nucléaire, du président responsable de l’énergie nucléaire et du chef de l’exploitation nucléaire.
Finlande Article 10 p. 107 On mentionne un processus de comité de surveillance de la culture de sûreté nucléaire (CSCSN). Pouvez-vous expliquer comment le CSCSN est formé et son mode de fonctionnement?   Le comité de surveillance de la culture de sûreté nucléaire (CSCSN) est formé de personnes d’expérience ayant divers antécédents qui se réunissent régulièrement pour examiner les principaux paramètres de la santé de la culture de sûreté nucléaire. Par exemple, le CSCSN d’OPG surveille les paramètres du processus qui témoignent de la santé de la culture de sûreté nucléaire de l’organisation afin de déceler les points forts et les préoccupations potentielles qui nécessitent une attention particulière de la part de l’organisation. Le comité remplit deux fonctions principales :
  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.

Haut de la page

Norvège

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Norvège Article 6 6b) On mentionne que le « secteur nucléaire au Canada est bien établi et affiche un excellent bilan en matière de sûreté depuis plusieurs dizaines d’années ». Pouvez‑vous fournir des renseignements à l’appui de cet énoncé?   La capacité des membres de l’industrie peut être résumée en tenant compte de l’historique des titulaires de permis de centrales nucléaires associé à leurs sites respectifs. OPG exploite les centrales nucléaires de Darlington et de Pickering depuis sa création en 1999. Auparavant, le même personnel exploitait ces centrales nucléaires (ainsi que Bruce-A et Bruce-B) sous l’égide d’Ontario Hydro, le prédécesseur opérationnel d’OPG. Bruce Power a été créée en 2001, mettant à profit le personnel d’OPG qui travaillait déjà à Bruce-A et Bruce-B. Elle exploite les deux centrales depuis. Énergie NB est l’exploitant de Point Lepreau depuis son entrée en service en 1983. Le bilan en matière de sûreté nucléaire peut être étayé au moyen de données, y compris celles figurant dans les récents rapports pour la CSN. Les énoncés suivants s’appliquent aux centrales nucléaires au Canada durant la période visée par les sixième, septième, et huitième réunions d’examen (des énoncés semblables pourraient qualifier les périodes antérieures).
  • 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).
Norvège Article 7 7.2(iii)b) Inspections Combien d’inspections sont réalisées chaque année dans les centrales nucléaires?   Cela dépend du nombre de tranches dans les centrales nucléaires ainsi que de l’état d’avancement des projets majeurs. Point Lepreau (une centrale à tranche unique) devait faire l’objet de 84 inspections en 2019-2020 (une combinaison d’inspections de type II et d’inspections sur le terrain), alors que Darlington (une centrale à quatre tranches en cours de remise en état) devait faire l’objet de 125 inspections en 2019-2020.
Norvège Article 7 7.2(iii)b) Inspections Quels sont les critères d’élaboration du plan d’inspection?   L’approche axée sur le risque de la CCSN et les critères connexes relatifs à la planification des inspections sont décrits dans la réponse au numéro 3.

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.

Norvège Article 7 7.2(iii)b) Inspections Le plan d’inspection est-il communiqué aux titulaires de permis?   Le plan annuel est envoyé au titulaire de permis vers le début de l’exercice; toutefois, il ne comprend pas les dates proposées, mais seulement une liste de toutes les inspections qui doivent être réalisées durant l’exercice visé.
Norvège Article 7 7.2(iii)b) Inspections Combien de préavis le titulaire de permis a-t-il avant la tenue d’une inspection? Y a-t-il également des inspections non annoncées?   Le préavis dépend du type d’inspection. Pour une inspection de type II qui nécessite un haut niveau d’interaction et de préparation du titulaire de permis, ce dernier est avisé 60 jours avant le début de l’inspection.

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.

Norvège Généralités Annexe 11.2 a) Quelle est la tranche 0?   Dans une centrale à tranches multiples, la salle de commande principale dispose d’un poste pour la tranche 0, qui permet de surveiller les systèmes de sûreté et les systèmes fonctionnels qui sont communs à toutes les tranches du réacteur.

Haut de la page

République de Corée

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
République de Corée Généralités 16 À la page 16 du Rapport national du Canada, on établit que le déclassement de Gentilly‑2 est prévu entre 2059 et 2064. À quel moment le processus de déclassement débutera‑t‑il? Quelle est la durée prévue des activités réelles de déclassement?   La préparation et le déclassement définitif sont prévus de 2059 à 2064. Le 28 décembre 2012, Gentilly‑2 a été mise à l’arrêt, et des travaux de stabilisation ont débuté afin de préparer la centrale pour le déclassement. En décembre 2014, l’état de stockage sûr (en piscine) a été atteint, tout le combustible usé ayant été enlevé du réacteur et stocké dans la piscine de stockage du combustible usé.

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.

République de Corée Généralités 14 Jusqu’à quand l’installation de stockage à sec du combustible usé sera‑t‑elle exploitée au site de Gentilly‑2? Quel sera le statut juridique de l’installation de stockage à sec si le combustible usé n’est pas livré à l’installation de stockage définitif même après l’achèvement du déclassement de la centrale nucléaire?   L’installation de stockage à sec du combustible usé sera exploitée jusqu’en 2050, lorsque le combustible sera transféré dans un dépôt géologique en profondeur (DGP). Tout le combustible usé sera transféré dans le DGP avant le début du déclassement en 2059. L’installation demeurera réglementée aux termes d’un permis de déclassement, alors que le DGP (ou toute autre installation si, peu importe la raison, le combustible usé n’est pas envoyé au DGP) sera assujetti à un permis distinct.
République de Corée Article 7 53 À l’alinéa 7.2(ii)a), le tableau de la page 53 du Rapport national du Canada indique que le REGDOC‑1.1.5 vise l’autorisation des PRM. Étant donné que la Corée se prépare également à l’examen de la sûreté d’un PRM (SMART), accepteriez-vous de fournir l’ébauche du REGDOC‑1.1.5?   Le REGDOC‑1.1.5 a été publié en août 2019 et peut maintenant être consulté sur le site Web de la CCSN à l’adresse suivante : https://www.nuclearsafety.gc.ca/pubs_catalogue/uploads_fre/REGDOC-1-1-5-Supplemental-Information-for-Small-Modular-Reactor-Proponents-fra.pdf
République de Corée Article 7 pp. 66, 94 La CCSN met à profit diverses méthodes de promotion de la conformité et dispose de voies de communication de haut niveau entre les titulaires de permis de centrales nucléaires et la CCSN (p. ex., la Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire et du personnel de direction de la CCSN).
  • 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.
République de Corée Article 7 pp. 69, 81 En général, l’inspecteur de site de la CCSN dirige l’équipe d’inspection.
  • 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.
République de Corée Article 8 p. 90 La CCSN a récemment mis au point la trousse d’inspection mobile visant à automatiser les inspections et la production de rapports. Veuillez fournir de plus amples renseignements sur le contexte et la mise en œuvre de la trousse d’inspection mobile.   Le projet de trousse d’inspection mobile visait à appuyer les inspecteurs qui ne sont pas en poste sur un site de titulaires de permis. Dans le cadre du projet, on leur a fourni des tablettes qui leur ont permis de réaliser leurs inspections de manière efficiente et de communiquer un résumé préliminaire des constatations au titulaire de permis avant de quitter le site.
République de Corée Article 10 p. 106 On mentionne dans le rapport que les centrales nucléaires canadiennes font la promotion d’une « culture équilibrée ». Existe-t-il des politiques, des procédures, des processus ou des programmes d’apprentissage précis qui appuient la promotion d’une culture équilibrée?   Les Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture (caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire) comprennent un milieu de travail soucieux de la sûreté où le personnel n’hésite pas à soulever les préoccupations sur le plan de la sûreté, sans peur de représailles, d’intimidation, de harcèlement ou de discrimination. La centrale élabore, maintient et évalue les politiques et les processus qui permettent au personnel d’exprimer ses préoccupations librement.

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.

République de Corée Article 10 p. 108 Bruce Power a inclus la culture de sécurité dans son auto‑évaluation de la culture de sûreté de 2016.
  • 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.
République de Corée Article 10 p. 111 En avril 2018, la CCSN a publié le REGDOC‑2.1.2 et a officialisé les exigences et attentes relatives à la culture de sûreté des titulaires de permis. Le REGDOC‑2.1.2 explique que, lorsque la culture de sûreté d’une centrale nucléaire est évaluée, le processus de leadership en matière de sûreté fait l’objet d’une vérification.
  • 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.
République de Corée Article 10 p. 112 La CCSN a réalisé une auto‑évaluation de la culture de sûreté en 2018.
  • 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 no 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.
République de Corée Article 11 Page 126 L’importance de la gestion des « facteurs humains et organisationnels (FHO) » s’accroît afin d’assurer l’exploitation sûre des centrales nucléaires. Veuillez fournir des explications détaillées concernant les centrales en exploitation :
  • 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).
République de Corée Article 12 Page 126 En ce qui concerne l’article 12, à la page 129 du Rapport national du Canada, il est indiqué que toutes les centrales nucléaires canadiennes ont mis en œuvre des programmes de performance humaine qui mettent l’accent sur la détection et la correction des erreurs humaines, notamment la surveillance des comportements individuels. En outre, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont mis au point un système de codage pour relever et suivre efficacement les causes des événements liés aux erreurs humaines.En ce qui concerne l’information figurant à l’article en question, la Corée aimerait poser les questions suivantes :
  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.
République de Corée Article 12 Page 129 En ce qui concerne l’article 12, page 129 du Rapport national du Canada, il est indiqué que le document d’application de la réglementation RD-204 de la CCSN exige que les titulaires de permis disposent d’un programme d’aptitude au travail documenté pour les travailleurs accrédités. En ce qui concerne l’information figurant à l’article en question, la Corée aimerait poser les questions suivantes :
  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.cfm). 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.
République de Corée Article 12 Page 131 À l’article 12, page 131, du Rapport national du Canada, on y indique que la CCSN continue de travailler avec les titulaires de permis qui effectuent des bilans périodiques de la sûreté (BPS) en faisant des examens par rapport aux normes modernes, et que les modifications apportées en réponse à l’accident de Fukushima ont inclus les facteurs humains dans les considérations relatives à la conception. En ce qui concerne l’information figurant à l’article en question, la Corée aimerait poser les questions suivantes :
  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.
République de Corée Article 13 Page 133 13 (a) Exigences générales relatives au système de gestion Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I inclut le déclassement parmi les activités que les demandeurs de permis doivent établir et mettre en œuvre dans leur système de gestion. À cet égard, la Corée aimerait poser les questions suivantes :
  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.
République de Corée Article 13 Page 133 Selon le cadre de réglementation canadien, les titulaires de permis procèdent à une auto-évaluation de leur système de gestion, puis ils en communiquent les résultats à la CCSN, qui les examine périodiquement. En ce qui concerne l’information figurant à l’article en question, la Corée aimerait poser les questions suivantes :
  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.
République de Corée Article 14 Pages 137,  141-142, annexe 14(i) b) En ce qui concerne l’alinéa 14(i)c), aux pages 123-124 du Rapport national canadien, on indique que l’EPS pilote pour l’ensemble du site de Pickering répondait aux attentes de la CCSN. En revanche, il semble que les analyses déterministes pour la défense en profondeur de niveau 4 (accidents graves), requises par le REGDOC‑2.4.1, sont effectuées au cas par cas pour les réacteurs existants, au point de nécessiter la mise à jour de certaines analyses (alinéa 14(i)b), page 141-142).En outre, ce document exige une analyse de la meilleure estimation pour ces accidents, sans tenir compte des incertitudes autant que pour la défense en profondeur de niveau 3. À cet égard, quelle est la position réglementaire concernant le traitement des incertitudes liées aux évaluations déterministes et probabilistes de la sûreté pour les accidents graves, y compris la prise de décision pertinente?   Le REGDOC-2.4.2 de la CCSN exige expressément que des analyses de sensibilité, d’importance et des incertitudes soient réalisées. Dans la pratique canadienne de l’analyse des accidents graves menée dans le cadre de l’EPS de niveau 2, l’importance des principales hypothèses et des paramètres clés est évaluée au moyen d’une analyse de sensibilité.Les paramètres les plus importants sont sélectionnés pour être inclus dans l’analyse des incertitudes pour les accidents graves, ce qui génère des résultats à l’appui de l’analyse systématique des incertitudes et de la sensibilité de l’EPS de niveau 2.

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.

République de Corée Article 14 Pages 154-155
  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.
République de Corée Article 14 Page 290 En ce qui concerne la mise en œuvre de l’article 14 de la Convention sur la sûreté nucléaire, l’annexe 14(b) du Rapport national du Canada explique qu’en plus des programmes de gestion du vieillissement exigés par le REGDOC-2.6.3, « les titulaires de permis canadiens ont mis au point une série de programmes et de plans d’inspection périodique qui étayent les exigences relatives aux programmes d’inspection et d’essais minimaux afin de gérer les enjeux opérationnels et les enjeux de sûreté ». En outre, les plus importants de ces programmes et plans sont décrits.

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).

  Pour clarifier, les critères de vérification de la conformité pour les inspections périodiques sont établis dans les normes du Groupe CSA, lesquelles figurent dans le manuel des conditions de permis pour chaque titulaire de permis. En outre, les titulaires de permis sont tenus d’établir des programmes de gestion du vieillissement conformément au REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement.Les programmes de gestion du vieillissement comprennent des plans de gestion du cycle de vie (PGV) pour les principaux composants, notamment les canaux de combustible, les générateurs de vapeur, les tuyaux d’alimentation et les parties internes des réacteurs, ces plans pouvant contenir des plans d’inspection en service dont la portée est plus grande que celle des programmes d’inspection périodique. Les critères de vérification de la conformité des programmes d’inspection périodique d’un titulaire de permis font référence aux normes suivantes du Groupe CSA : N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU, et N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU. La norme N285.4 comprend les clauses supplémentaires 12, 13 et 14 pour les canaux de combustible, les tuyaux d’alimentation et les conduites des générateurs de vapeur, respectivement.Les activités de surveillance de la CCSN comprennent les examens réglementaires des plans et rapports suivants :
  • 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.

République de Corée Article 15 Page 157 En ce qui concerne l’article 15, page 157, on indique que l’alinéa 3(1)f) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige qu’une demande de permis contienne les seuils d’intervention proposés.
  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).
République de Corée Article 19 Page 216 En ce qui concerne l’article 19.6, la Corée souhaiterait poser les questions suivantes : Existe-t-il un processus permettant d’autoriser ou d’approuver le redémarrage de la centrale lorsqu’un événement à déclaration obligatoire avec arrêt automatique du réacteur se produit? Dans l’affirmative, veuillez expliquer les points suivants :
  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.
  Lorsqu’un événement est considéré comme une défaillance grave d’un processus ou lorsque la détermination de la cause et/ou de l’étendue de la condition s’est avérée non concluante (en d’autres mots, une défaillance grave d’un processus ne peut être exclue), une demande de redémarrage du réacteur doit être soumise par écrit, et l’autorisation de redémarrer le réacteur doit être obtenue de la CCSN conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. S’il existe une assurance suffisante que la cause de la défaillance grave d’un processus a été résolue et qu’il est maintenant possible de remettre l’installation en service en toute sécurité, une personne autorisée de la CCSN a le pouvoir d’autoriser le titulaire de permis à redémarrer le réacteur.

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.
République de Corée Article 18 Page 197 Le REGDOC-2.5.2 (Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires) ne prend en compte qu’une défaillance unique lors de la conception d’une centrale. Comment la CCSN réglemente-t-elle ou gère-t-elle les défaillances multiples?   Pour ce qui est de l’analyse des accidents, les événements sont classés en incidents de fonctionnement prévus, en accidents de dimensionnement et en accidents hors dimensionnement (qui comprennent les conditions additionnelles de dimensionnement et les accidents graves), en fonction principalement de leur fréquence. Ce sont principalement les accidents de dimensionnement qui sont utilisés pour la conception, mais cela ne se limite pas à des défaillances uniques, car la conception peut tenir compte des défaillances multiples.En outre, l’analyse des doubles défaillances dans des conditions additionnelles de dimensionnement est également requise par le REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté et le REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires.Ces analyses des doubles défaillances doivent répondre aux critères d’acceptation (principalement liés aux limites de dose) et démontrer que l’événement ne se transformera pas en accident grave.

Haut de la page

Chine

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Chine Généralités Annexe C,
p. 227
Le 2 août 2017 et le 4 mars 2018 – Défaillance des joints des pompes du circuit caloporteur primaire (CCP) des tranches 3 et 4 de Bruce-A – le rapport contenait seulement la description de l’incident à la tranche 3 de Bruce A.

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?

  Les causes et les conséquences étaient essentiellement les mêmes pour les deux événements, bien que l’intervention de l’équipe de service ait été plus rapide pour l’événement de la tranche 4 en raison d’une formation spécifique supplémentaire qu’elle avait reçue à la suite de l’événement ayant touché la tranche 3. Par conséquent, l’impact de l’événement de la tranche 4 a été légèrement inférieur à celui de la tranche 3.Il a été déterminé que la cause fondamentale était le frottement du joint tertiaire sur l’arbre de la pompe en raison de jeux insuffisants.Une modification de la conception, identique à celle des tranches de Bruce-B, a été mise en œuvre sur toutes les tranches de Bruce‑A.Cette modification n’a pas été mise en œuvre entre les événements ayant touché la tranche 3 et la tranche 4.
Chine Généralités Résumé,
p. 27
Il est mentionné que « L’installation d’un système de refroidissement d’urgence auxiliaire à Darlington sera effectuée au cours de la prochaine période de référence ». Question : S’agit-il d’une nouvelle modification de conception? Dans l’affirmative, quelles fonctions auxiliaires du système de refroidissement d’arrêt sont ajoutées ou complétées par le système?D’autres réacteurs CANDU doivent‑ils ajouter ce système?   Le système de refroidissement d’urgence auxiliaire est une nouvelle modification de conception pour la centrale de Darlington uniquement. Le système ajoute deux nouvelles pompes de circulation et la tuyauterie connexe pour augmenter la flexibilité de la centrale en matière de gestion des configurations des sources froides pendant les conditions d’arrêt de la tranche.Sur les autres réacteurs CANDU, la conception de base offre déjà une plus grande flexibilité des sources froides que la conception de base de Darlington, de sorte que des systèmes similaires ne sont pas prévus dans les autres centrales.

Haut de la page

Belgique

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Belgique Article 14 14(ii), p. 152 Des membres du personnel de la CCSN examinent et approuvent certains changements opérationnels et d’autres changements apportés à des éléments du fondement d’autorisation. Quels changements opérationnels ou autres changements aux éléments du fondement d’autorisation sont soumis à l’examen aux fins d’approbation?   Certains changements apportés par les titulaires de permis sont simplement examinés par le personnel de la CCSN. Par exemple, le manuel des conditions de permis (MCP) indique un certain nombre de documents du titulaire de permis (environ 200 documents pour un titulaire de permis de centrale nucléaire) pour lesquels le titulaire de permis doit aviser la CCSN par écrit lorsqu’il y apporte des modifications. Ce mécanisme de « notification écrite » est mentionné à la fin de l’alinéa 7.2 (ii)a). Pour certains documents, le titulaire de permis doit aviser la CCSN avant d’effectuer le changement; pour d’autres, le titulaire de permis peut aviser la CCSN au moment où il effectue le changement. Dans les deux cas, le personnel de la CCSN examine le changement pour confirmer que le titulaire de permis respectera le fondement d’autorisation. Parmi les exemples de documents du titulaire de permis qui nécessitent une notification écrite du changement à la CCSN, mentionnons les manuels du système de gestion, les documents du programme ALARA, les plans d’inspection périodique des composants essentiels et les documents du programme d’entretien.Comme il est indiqué dans le rapport, certains autres changements apportés par les titulaires de permis sont sujets à approbation. Par exemple, le document REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires de la CCSN exige des titulaires de permis de centrale nucléaire qu’ils fassent accepter par le personnel de la CCSN les méthodes et les codes informatiques d’EPS qu’ils prévoient d’utiliser. Autre exemple : la norme CSA N285.4-14, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, exige des titulaires de permis de centrale nucléaire qu’ils obtiennent l’accord du personnel de la CCSN pour apporter des modifications aux documents du programme d’inspection périodique.
Belgique Article 19 19(ii), p. 207 Les limites d’exploitation des centrales nucléaires canadiennes sont établies dans les documents sur les paramètres d’exploitation sûre. Tout changement aux limites d’exploitation pouvant avoir des effets négatifs sur la sûreté nécessite des justifications appropriées de la part du personnel de soutien à l’exploitation et fait l’objet d’un examen par la CCSN.Ces changements aux limites doivent-ils également être approuvés par la CCSN?   Voir la réponse au numéro 70. Le manuel des conditions de permis (MCP) décrit en détail les conditions du permis afférent et exige que le titulaire de permis avise la CCSN de toute modification des limites d’exploitation sûre au moins 30 jours avant leur mise en œuvre.En d’autres termes, le titulaire de permis soumet le document modifié à la CCSN au moins 30 jours avant que le document révisé ne soit mis en œuvre.Si la modification des limites d’exploitation sûre a un impact négatif sur la sûreté, le personnel de la CCSN informe le titulaire de permis et l’approbation de la CCSN (Commission) est requise.
Belgique Article 8 8.1, p. 76 La Direction de la réglementation des substances nucléaires est responsable de certains permis associés aux centrales nucléaires qui ne font pas partie du champ d’application des permis d’exploitation (permis pour les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, permis de transport, etc.). Cela signifie-t-il qu’une centrale nucléaire dispose d’un permis distinct pour les substances nucléaires et les appareils à rayonnement?   Oui, dans certains cas, les exploitants de centrale nucléaire détiennent plusieurs permis si le permis d’exploitation ne couvre pas toutes les activités qui doivent être autorisées par la CCSN.
Belgique Généralités D.2, p. 12 Plusieurs plans sont élaborés pour l’exploitation à long terme des centrales nucléaires, notamment le Plan intégré de mise en œuvre (PIMO), le Plan de poursuite de l’exploitation (PPE) et le Plan d’exploitation durable (PED). Quels sont les liens entre ces plans? Existe-t-il une approche intégrée?   OPG dispose d’un plan stratégique qui décrit l’objectif de ces différents documents (le PED, le Plan des activités de stabilisation [PAS] et le PIMO) et leurs calendriers relatifs. Toutefois, il n’existe actuellement aucun document d’application de la réglementation publié qui décrit le cadre de réglementation. OPG a demandé et reçu de la CCSN des attentes réglementaires portant expressément sur la fin des opérations commerciales.
Belgique Article 18 Page 197 La CCSN procédait à de nombreux examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation pour les PRM. Ces examens peuvent nécessiter une expertise spécialisée qui n’est pas toujours la même que celle qui est requise pour les réacteurs en exploitation.Comment la CCSN s’assure-t-elle qu’elle dispose de l’expertise nécessaire pour ces examens?   L’organisation interne de soutien technique de la CCSN, en l’occurrence la Direction générale du soutien technique (DGST), dispose d’un large éventail de compétences (généralistes et spécialistes) permettant de soutenir les activités de réglementation dans toutes les catégories d’activités réglementées par la LSRN. Leurs compétences reposent non seulement sur les connaissances techniques, mais aussi sur une compréhension des objectifs qui sous-tendent les exigences et les orientations, ainsi que de la manière dont elles peuvent être appliquées à différentes approches technologiques. Par exemple, il est important de comprendre les objectifs fondamentaux de la qualification du combustible afin d’évaluer de manière critique un nouveau combustible proposé par un fournisseur. Le combustible peut être différent, mais les objectifs fondamentaux de sûreté et de sécurité doivent néanmoins être atteints avec un degré élevé de certitude. Le processus d’examen de la conception du fournisseur (ECF), qui est utilisé depuis 10 ans, permet au personnel de la CCSN de maintenir ces compétences en matière de réflexion critique et de les appliquer à des conceptions nouvelles.Lorsqu’elle a besoin de compétences techniques particulières, la CCSN dispose de processus permettant d’obtenir de l’aide ou une formation par l’intermédiaire d’accords internationaux et nationaux, par exemple avec des installations de recherche, via des accords de coopération réglementaire, etc. Le processus d’ECF permet d’évaluer tôt dans le processus si une formation ou un soutien en matière de compétences supplémentaires peut être requis avant même que l’examen n’arrive au point où ces compétences seraient requises.

La CCSN a décrit sa Stratégie de préparation à la réglementation des technologies de réacteurs avancés (https://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/reactors/research-reactors/other-reactor-facilities/readiness-regulate-advanced-reactor-technologies.cfm). 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.

Haut de la page

Lituanie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Lituanie Généralités Page 4 Veuillez fournir des exemples pratiques de mesures de sûreté que les titulaires de permis ont mis en œuvre pour l’intégration de nouvelles normes et exigences lors du renouvellement des permis d’exploitation de centrales nucléaires.   Au cours du dernier cycle de renouvellement des permis, des bilans périodiques de la sûreté (BPS) ont été établis aux centrales de Bruce, Darlington et Pickering. C’était la première fois que des BPS étaient associés au renouvellement des permis d’exploitation. La centrale de Point Lepreau réalise actuellement un BPS en vue du prochain renouvellement de son permis d’exploitation. Les plans intégrés de mise en œuvre (PIMO) découlant des BPS sont devenus partie intégrante du fondement d’autorisation lors du renouvellement des permis d’exploitation. Dans le cadre des PIMO, un certain nombre d’améliorations, touchant à la fois les aspects physiques et la gouvernance, ont été entreprises afin d’améliorer la sûreté. Par exemple, à Bruce Power, des mises à jour du rapport de sûreté final ont été entreprises pour répondre aux exigences du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté. Cela a donné lieu à une nouvelle section dans le rapport concernant des événements de mode commun. Parmi les exemples d’améliorations matérielles, citons la mise à niveau des systèmes de protection-incendie pour répondre aux exigences de la norme N293 du Groupe CSA, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU, et les améliorations liées aux séismes pour répondre aux exigences de la série de normes N289 de la CSA.
Lituanie Généralités Page 4 Veuillez préciser quel type de mesures de sûreté ont été mises en œuvre par les titulaires de permis pour renforcer la défense en profondeur et améliorer les interventions d’urgence.   Les titulaires de permis ont installé des moyens supplémentaires pour alimenter en eau les générateurs de vapeur, le circuit caloporteur primaire, le modérateur et le bouclier caisson (l’eau est fournie par des pompes portables par l’intermédiaire de tuyaux raccordés à ces systèmes au moyen de raccords rapides). Les centrales de Darlington et de Point Lepreau ont également installé des systèmes passifs de ventilation filtrée du confinement. Ces systèmes supplémentaires fournissent une défense en profondeur additionnelle, allant au‑delà de ce que fournissent les systèmes normaux, de secours et d’urgence déjà installés dans les centrales nucléaires. Voir la réponse au numéro 75 pour de plus amples renseignements.
Lituanie Article 7 Page 22 La CCSN joint à chaque permis un manuel des conditions de permis (MCP) plus détaillé qui décrit les exigences et les attentes relatives à la centrale nucléaire et fournit une liste complète des codes, des normes et des documents d’application de la réglementation qui font partie de son fondement d’autorisation. Veuillez préciser quel est l’avantage pratique du manuel des conditions de permis.   L’adoption des MCP a permis à la Commission de normaliser (dans une large mesure) les permis qu’elle délivre pour les centrales nucléaires (et autres installations), tout en laissant au personnel de la CCSN la possibilité de documenter des critères plus détaillés concernant la vérification de la conformité, qui peuvent être propres à chaque titulaire de permis. Le personnel de la CCSN peut sélectionner les critères et organiser les renseignements dans le MCP d’une manière qui convient au titulaire de permis, et il est relativement libre de modifier le MCP en respectant son processus de contrôle des changements. Les changements majeurs, y compris les modifications du permis lui‑même, sont toujours réalisés avec la participation de la Commission, mais ils sont rares. La CCSN inclut dans le MCP des données propres au titulaire de permis. Il peut s’agir de précisions sur le moment où celui-ci doit mettre en œuvre de nouvelles exigences (p. ex., quand un nouveau REGDOC de la CCSN est publié) ou une liste de documents du titulaire de permis dont la modification nécessite que le personnel de la CCSN en soit avisé. Le MCP indique également les orientations non obligatoires du personnel de la CCSN qui sont structurées en fonction des conditions du permis. De telles orientations seraient inappropriées dans le permis lui‑même.
Lituanie Article 7 Page 48 La CCSN a le pouvoir d’inclure dans le permis toute modalité ou condition qu’elle juge nécessaire aux fins de la LSRN, y compris l’exigence d’une garantie financière. Veuillez clarifier l’expression « garantie financière ».   Une garantie financière est une condition du permis qui garantit que le titulaire de permis prend des dispositions adéquates pour le déclassement sûr des installations nucléaires existantes ou proposées (cette disposition est généralement sous forme de fonds garantis). Sur le plan opérationnel, la Commission peut également exiger que des ressources financières soient disponibles pour la cessation des activités autorisées autres que le déclassement des installations nucléaires.
Lituanie Article 15 Page 157 Dans certains pays, la dose annuelle équivalente pour le cristallin a été réduite à 20 mSv (50 mSv en une même année ou 100 mSv sur une période de cinq ans). Comment la dose équivalente au cristallin est-elle contrôlée dans votre pays? Utilisez-vous des dosimètres Hp3 spéciaux (ou Hp(0,07) ou Hp(10)) pour surveiller la dose au cristallin ou contrôlez-vous la dose en fonction des résultats de la surveillance sur les lieux de travail? Si la dose au cristallin est mesurée à l’aide de dosimètres, quels sont les critères utilisés pour sélectionner les travailleurs à cette fin (p. ex., la dose annuelle individuelle devrait dépasser 0,3 fois la limite de dose annuelle de 20 mSv, ou cela dépend-il des conditions particulières du lieu de travail)? Quelle est la période de surveillance choisie? Où conservez-vous les résultats de la surveillance des doses au cristallin des travailleurs (Fichier dosimétrique national, autre chose)?  
  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.

Haut de la page

Japon

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Japon Article 8.1 8.1b), p. 79
Organisation de la CCSN, 2e par.
La CCSN dispose d’une direction générale de soutien technique à l’interne. Comment les travaux de soutien technique tels que la recherche en matière de sûreté, l’évaluation analytique, etc., sont-ils partagés avec les organisations extérieures à la CCSN?   À l’issue d’un projet de recherche et à la suite du rapport final, un résumé est rédigé et affiché sur le site Web de la CCSN. Le résumé présente au public (et à toute organisation intéressée à l’extérieur de la CCSN) une idée des recherches effectuées et des conclusions auxquelles elles ont abouti. Le résumé comporte ensuite un lien vers le rapport final. Le lien suivant mène à ces travaux sur le site Web de la CCSN : http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/resources/research/research-and-support-program/index.cfm.
Japon Article 10 10(d). p. 111
dernier par.
Quel type d’enseignement et de formation la CCSN dispense-t-elle pour favoriser et développer la culture de sûreté au sein de son organisation? Si possible, veuillez fournir le résumé présenté lors de la réunion publique de la Commission en octobre 2018.   La formation et l’éducation à l’appui de la culture de sûreté recoupent une multitude de pratiques et de cours offerts au personnel de la CCSN, notamment :
  • 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).

Japon Article 15 p. 159, 6e par. Veuillez expliquer plus en détail la rubrique « Planification en vue de situations inhabituelles ».   En termes de planification en vue des situations inhabituelles pendant le travail normal et régulier, on a recours aux permis d’exposition au rayonnement pour contrôler la dose aux travailleurs. Ces permis prescrivent des critères de retour à la normale selon lesquels les travailleurs quitteraient la zone si les conditions de dose changeaient, ce qui constitue une situation inhabituelle. Les tâches peu fréquentes doivent faire l’objet d’un strict contrôle des doses. Par exemple, ce serait le cas d’une machine de chargement de combustible coincée dans un canal de combustible. Le personnel d’entretien devrait alors entrer dans l’enceinte de confinement pour effectuer l’entretien afin de permettre à la machine de chargement de combustible d’être retirée en toute sécurité du canal de combustible. Dans certains cas, il y aura du combustible irradié dans la machine de chargement de combustible. Dans une telle situation inhabituelle, des plans de radioprotection détaillés seraient préparés pour s’assurer que les expositions des travailleurs respectent le niveau ALARA.
Japon Article 15 p. 165, 3e par. Selon ce paragraphe, la surveillance de l’environnement est une obligation pour les titulaires de permis. Cependant, il est mentionné à la page 166 que la surveillance est également réalisée par le Réseau canadien de surveillance radiologique (RCSR). Comment évite-t-on le double emploi dans ces programmes de surveillance?   Le Réseau canadien de surveillance radiologique (RCSR) de Santé Canada est un réseau national qui recueille régulièrement des échantillons de particules atmosphériques, de précipitations, de doses gamma externes, d’eau potable, de vapeur d’eau atmosphérique et de lait pour en analyser la radioactivité, et ces résultats servent de base à la détermination des événements et à l’évaluation des risques pour la santé. Dans ce cadre, le Réseau de surveillance en poste fixe (RSPF), un réseau pancanadien, surveille en temps réel la dose de rayonnement reçue par le public en raison de la présence de matières radioactives dans l’environnement terrestre, qu’elles soient en suspension dans l’air ou au sol. Il surveille les contributions de sources naturelles et anthropiques. Le RCSR et le RSPF ont une portée beaucoup plus grande que la surveillance environnementale effectuée par les titulaires de permis et, en tant qu’ensemble de données indépendant, les données sont accessibles sur le site Web du gouvernement du Canada.

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.

Japon Article 16 p. 177, 3e par. Il est mentionné que les provinces veillent à ce que des centres d’évacuation soient mis en place dans leurs municipalités. Comment est formulé le plan de soutien aux personnes qui pourraient être évacuées vers d’autres provinces?   Au Canada, il y a des centrales nucléaires en Ontario et au Nouveau-Brunswick. Ni l’Ontario ni le Nouveau-Brunswick ne disposent de zones de planification d’urgence qui bordent ou chevauchent des provinces ou des territoires voisins ou des États américains, et il n’est donc pas nécessaire de prévoir une évacuation des membres du public vers des centres d’évacuation situés à l’extérieur de ces provinces.
Japon Article 16 p. 177, 3e par. Il semble qu’il n’y ait aucune mention d’une catastrophe complexe (comme un accident radiologique causé par un tremblement de terre). Comment vous y préparez-vous?   Au Canada, la gestion des urgences nucléaires est efficacement intégrée à l’échelle nationale dans un cadre tous risques, tel que décrit dans la Loi sur la gestion des urgences. Cette loi et ses politiques et procédures de mise en œuvre sont axées sur l’atténuation et la prévention, la préparation, l’intervention et le rétablissement pour tous les types d’urgences, y compris les dangers et les catastrophes d’origine naturelle ou humaine. Le Système national d’intervention en cas d’urgence (SNIU) prévoit l’harmonisation des interventions tous risques. Le Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU) tous risques vise à coordonner l’intervention et la planification fédérales et à appuyer les provinces et les territoires.

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.

Japon Article 18.3 18(iii), p. 204
dernier par.
Le Rapport national indique que le système d’affichage des paramètres de sûreté contribue à renforcer la sûreté en améliorant les facteurs humains et l’interface humain-machine.

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.

  L’application des processus concernant l’ingénierie des facteurs humains (IFH) assure une interface humain-système robuste qui permet des opérations efficaces et sûres, protège contre l’erreur humaine et permet la détection des erreurs et le rétablissement subséquent. Pour ce qui est de l’affichage des paramètres de sûreté, les objectifs de l’IFH sont les suivants :
  • 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.

Japon Article 15 p. 163, 2e par. Comment le risque lié aux déchets radioactifs (haute activité et faible activité) est-il pris en compte dans l’évaluation des risques environnementaux?   En plus des renseignements donnés à la réponse au numéro 141 (voir la question précédente), les grandes installations, y compris les centrales nucléaires et les installations de gestion des déchets, sont tenues de réaliser une évaluation des risques environnementaux (ERE) conformément à la norme du Groupe CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. L’ERE caractérise le risque posé par les rejets de substances nucléaires et dangereuses et les perturbations physiques (facteurs de stress) sur des biotes humains et non humains représentatifs.

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.

Japon Article 15 p. 163, 1er par. Dans les dernières lignes de ce paragraphe, il est mentionné que « l’ERE est mise à jour d’après les données recueillies au moyen des programmes de surveillance des effluents et de l’environnement, des études spéciales et des nouvelles connaissances scientifiques ». Veuillez fournir plus de renseignements sur « les études spéciales et les nouvelles connaissances scientifiques ».   Une ERE est un processus systématique qui permet de définir, quantifier et caractériser le risque posé par les contaminants et les facteurs de stress physiques dans l’environnement. Elle fournit des renseignements scientifiques à l’appui de la prise de décisions. L’ERE est examinée et révisée périodiquement et s’inspire de l’expérience en exploitation, de la surveillance et des études spéciales, de l’intégration des avancées scientifiques et, si elles sont disponibles, des connaissances traditionnelles autochtones. Par conséquent, l’ERE initiale évolue tout au long du cycle de vie de l’installation et des activités, et sa pertinence pour le site s’accroît au fil du temps.

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.

Japon 8.1 8.1f)
p. 92, 1er par.
Le Rapport national indique que les membres du public peuvent participer aux audiences et aux réunions de la Commission. Ces dernières peuvent être visionnées en ligne sur le site Web de la CCSN et les transcriptions des audiences et des réunions publiques sont disponibles. Dans quelle mesure le contenu des audiences et des réunions entre le personnel de la CCSN et les titulaires de permis auxquelles les commissaires ne participent pas est-il rendu public?   La CCSN met à la disposition du public toute la correspondance officielle relative à la délivrance d’un permis. Une liste de la correspondance est présentée sur le site Web avec les coordonnées des personnes à contacter pour demander des copies des documents.

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.

Haut de la page

France

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
France Article 8 8.1, p. 76 Le Canada pourrait-il préciser comment est organisé le processus de désignation du président et premier dirigeant de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)?   Les détails figurent à l’article 10 de la LSRN :

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 ».

France Article 8 § 8.1a), p. 77 Le Canada pourrait-il préciser comment sont décidés les crédits annuels du Parlement qui représentent 30 pour cent du financement de la Commission canadienne de sûreté nucléaire?   Les activités de financement et de recouvrement des coûts de la CCSN sont guidées par le Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts (Gazette du Canada, Partie II, vol. 137, no 13 / Résumé de l’étude d’impact de la réglementation / pages 1689-1709). Ce règlement définit les modalités législatives selon lesquelles la CCSN recouvre les coûts auprès des titulaires de permis, ainsi que les activités qui reçoivent un financement du gouvernement du Canada au moyen de crédits annuels. En ce qui concerne les activités financées par le recouvrement des coûts, les organisations à but lucratif au Canada paient des droits à l’appui de leur permis pour recouvrer les coûts qui « confèrent à des récipiendaires identifiables des avantages directs au‑delà de ceux dont bénéficie le grand public ». Sur une base annuelle, la CCSN recouvre environ 70 % de ses dépenses. Sur une base annuelle, la CCSN reçoit environ 30 % de son financement par des crédits gouvernementaux. Ces crédits couvrent les activités des organisations sans but lucratif (p. ex., les hôpitaux, les universités), qui ne paient pas de droits à l’appui de leur permis. De plus, les crédits annuels financent les activités dont les coûts ne sont pas récupérables et qui « ne confèrent pas à des récipiendaires identifiables des avantages directs au‑delà de ceux dont bénéficie le grand public ». Ils comprennent :
  • 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
France Article 8 § 8.1f), p. 92 Le programme de financement établi par le Canada en 2017 est une mesure très novatrice pour obtenir la participation des parties intéressées dans la prise de décision. Le Canada pourrait-il en évaluer l’efficacité en termes d’acceptation des projets et de confiance accrue à l’égard des autorités?   Le Programme de financement des participants (PFP) de la CCSN a été créé en 2011 et, dans le cadre de ses modalités, il mesure sa propre efficacité en menant des sondages auprès de tous les bénéficiaires d’aide financière afin de déterminer si cette aide financière les a bel et bien aidés à participer au processus réglementaire de la CCSN et à fournir à la Commission des renseignements uniques et à valeur ajoutée. Quatre-vingt-dix pour cent des répondants ont indiqué que sans le financement, ils n’auraient pas été en mesure de participer aussi pleinement, voire pas du tout, aux processus de réglementation de la CCSN.

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.

France Article 10 § 10b) à d),

p. 106 à 112,

§ 12, p. 126 à 132

Le Canada pourrait-il préciser quel type de mesure d’application on pourrait utiliser à l’encontre d’un titulaire de permis au cas où l’organisme de réglementation constaterait des faiblesses et des lacunes, p. ex., lors d’inspections portant sur des domaines liés aux facteurs humains, notamment la culture de sûreté, la mise en œuvre des programmes de performance humaine, le rendement organisationnel, etc.? Veuillez présenter des exemples de mise en œuvre de ces mesures d’application.   Les faiblesses et les lacunes en matière de culture de sûreté, de performance humaine et de rendement organisationnel sont généralement corrigées dans le cadre de discussions ou de correspondance. (Pour plus de clarté, le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, décrit la manière dont les titulaires de permis surveillent et évaluent leur propre culture de sûreté, de sorte que les principales conclusions des examens ou inspections de la CCSN porteraient sur ce processus et non sur l’état de la culture de sûreté du titulaire de permis.) Si le problème consiste en un non‑respect d’une exigence du fondement d’autorisation, un des outils d’application plus contraignants (comme il est décrit au paragraphe 7.2(ii)) est utilisé pour amener le titulaire de permis à se conformer aux exigences (comme ce serait le cas pour toute situation de non-conformité).
France Article 11 § 11.2b), p. 119 Divers plans de gestion des connaissances et d’atténuation des risques existent dans les centrales pour les postes essentiels et « à risque » au cas où un nombre important de travailleurs quittent l’organisation en apportant leurs connaissances et leur expérience. Le Canada pourrait-il indiquer si la même situation est vraie pour l’organisme de réglementation?   La CCSN est confrontée à l’attrition prévue du personnel technique et des cadres, et la planification de l’effectif intègre la planification de la relève pour les postes de direction et les rôles essentiels. Dans le cadre de ces discussions régulières, les postes essentiels et à risque sont déterminés, ainsi que des stratégies d’atténuation provisoires. Pour s’assurer que les connaissances et l’expérience sont préservées et partagées, la CCSN a élaboré un cours sur le transfert efficace des connaissances et travaille activement avec les gestionnaires, les experts et les personnes qui assurent la relève pour élaborer des plans de transfert des connaissances avant les départs à la retraite ou pour d’autres raisons. En outre, chaque membre du personnel de la CCSN dispose d’un plan d’apprentissage personnel qui décrit ses besoins en développement, ce qui peut également couvrir les lacunes actuelles ou prévues en matière de connaissances qui ont été relevées lors de la planification de l’effectif et des discussions sur la relève.
France Article 13 § 13, p. 133 à 136 Le Canada pourrait-il décrire avec plus de précision les procédures utilisées pour gérer le nombre réduit de fournisseurs détenant une certification dite « de qualité nucléaire »? Le Canada pourrait-il préciser les procédures à suivre pour gérer la disponibilité des composants destinés à remplacer ceux qui vieillissent, en raison de la non‑disponibilité de pièces de rechange identiques auprès des fabricants d’origine, de l’obsolescence ou de l’évolution de la technologie?   L’industrie a mis en œuvre quelques stratégies pour faire face à la diminution du nombre de fournisseurs détenant une certification de qualité nucléaire. Il s’agit notamment de s’adresser à des fournisseurs accrédités dans d’autres régions et auxquels on n’avait pas fait appel dans la chaîne d’approvisionnement par le passé. Les titulaires de permis utilisent également un processus de détermination de la qualité commerciale pour qualifier les pièces. Enfin, les titulaires de permis travaillent ensemble, par l’intermédiaire du Groupe des propriétaires de CANDU, pour s’approvisionner en pièces communes qui ne sont plus offertes par les fabricants d’origine.
France Article 14 Résumé,
§ D.3, p. 16
Le Canada pourrait-il préciser s’il a tenu compte de l’expérience acquise lors du déclassement de la centrale nucléaire de Gentilly-2 pour mieux définir les programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires encore en exploitation?   Oui, la CCSN a tenu compte de l’expérience et des leçons apprises lors du déclassement de la centrale de Gentilly-2 dans l’évolution des exigences et des attentes concernant les programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires en exploitation. Par exemple, la CCSN a parrainé un projet de recherche intitulé Analyse des mécanismes de dégradation de l’isolation des câbles en raison du vieillissement dans une centrale nucléaire déclassée. Son objectif était d’évaluer la dégradation d’échantillons d’isolants de câbles prélevés à Gentilly-2. Le projet consistait également à comparer les données des essais sur des câbles réellement vieillis par rapport aux échantillons vieillis en laboratoire, selon les pratiques spécifiées dans les codes et normes modernes.

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).

France Article 16 Résumé, chapitre II, p. 23 Comment les Lignes directrices canadiennes sur les mesures de protection en cas d’urgence nucléaire actualisées traitent-elles de l’harmonisation des préparatifs, en particulier avec les pays voisins?   Les lignes directrices actualisées, intitulées Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire, fournissent de l’orientation sur les critères applicables aux mesures de protection et s’inspirent largement des recommandations formulées par des organisations internationales, dont la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) et l’AIEA. Ces lignes directrices ont été élaborées au niveau fédéral en consultation avec les provinces afin de garantir leur acceptabilité. Les valeurs des lignes directrices ont été adoptées par l’Ontario et le Nouveau-Brunswick (les deux seules provinces ayant des centrales nucléaires en exploitation) dans leurs mécanismes provinciaux d’urgence.

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).

France Généralités Résumé Dans son rapport, le président de la 7e réunion d’examen avait recommandé que les Parties contractantes envisagent la mise en œuvre des bonnes pratiques qui ont été relevées au cours de la réunion. Votre pays pourrait-il fournir des renseignements sur les mesures prises en ce qui concerne la mise en œuvre de ces bonnes pratiques dans votre pays?   L’une de quatre bonnes pratiques a en fait été attribuée au Canada pour le Programme de financement des participants de la CCSN. Deux des bonnes pratiques désignées ont été attribuées à l’EURATOM pour des éléments qui sont propres à l’Union européenne (investissement dans l’UE pour toutes les étapes du cycle nucléaire et objectifs de sûreté dans la version modifiée de la Directive sur la sûreté nucléaire) et ne sont donc pas applicables au Canada.

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.

Haut de la page

Slovaquie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Slovaquie Article 15 - Les travailleurs exposés dans votre pays sont-ils classés en fonction des doses efficaces ou équivalentes prévues? Si oui, quelles sont les limites de dose efficace et de dose équivalente des travailleurs exposés des catégories « inférieures »?   Comme l’exige le Règlement sur la radioprotection, les travailleurs sont classés soit comme travailleurs du secteur nucléaire (TSN), soit comme des non-TSN (c.‑à‑d. des travailleurs qui ne font pas partie de la catégorie des TSN). Les limites de dose prescrites dans le Règlement pour les TSN et les non‑TSN sont les suivantes :

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
Slovaquie Article 15 - Le document no 103 de la CIPR recommande de limiter la dose équivalente pour le cristallin à 20 mSv pour une seule année ou à 100 mSv au cours de cinq années consécutives, sous réserve d’une dose maximale de 50 mSv en une seule année. Le Canada a-t-il l’intention de réduire la limite actuelle pour le cristallin (150 mSv en une seule année)?   Le Canada est actuellement en train de modifier le Règlement sur la radioprotection. Le Règlement modifié inclura des limites de dose révisées pour le cristallin, et il devrait être publié en 2020.
Slovaquie Article 15 - À quelle fréquence les travailleurs exposés doivent-ils se soumettre à des examens médicaux préventifs?   Il n’y a actuellement aucune obligation d’effectuer des examens médicaux préventifs au Canada.

Polland

Haut de la page

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Pologne Généralités Résumé, p. 20 Comment le REGDOC-2.3.3 a-t-il été mis en œuvre dans le fondement d’autorisation et quel est le statut juridique des autres documents d’application de la réglementation (REGDOC)? Le titulaire de permis ou le demandeur doit-il se conformer aux REGDOC avant qu’ils ne soient mis en œuvre dans le fondement d’autorisation, ou est-il possible de proposer d’autres moyens pour satisfaire aux exigences de la loi et des règlements? Veuillez décrire brièvement le processus par lequel la CCSN décide d’intégrer les REGDOC dans le fondement d’autorisation de certains titulaires de permis.   Le bilan périodique de la sûreté (BPS) est mis en place progressivement aux centrales nucléaires. Lors du renouvellement de chaque permis d’exploitation, la Commission applique une condition de permis portant sur la tenue d’un BPS en préparation de la période d’autorisation suivante (généralement d’une durée de 10 ans). Si un BPS a déjà été réalisé, le permis est également modifié pour inclure une condition exigeant que le titulaire de permis mette en œuvre le PIMO qui a été élaboré dans le cadre du BPS. Les exigences détaillées concernant les BPS sont décrites dans le manuel des conditions de permis (MCP) pour le titulaire de permis, où le REGDOC‑2.3.3 et d’autres critères de vérification de la conformité sont cités, le cas échéant.

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.

Haut de la page

Allemagne

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Allemagne Article 6 p. 29 Le Canada pourrait-il préciser le processus de participation du public à l’élaboration du cadre de réglementation?   La consultation du public, des titulaires de permis et des autres parties intéressées fait partie intégrante de l’élaboration du cadre de réglementation de la CCSN. La CCSN a recours à divers moyens pour solliciter la contribution des titulaires de permis, du public, des peuples autochtones, des organisations non gouvernementales, de tous les paliers de gouvernement et des parties intéressées internationales. Elle peut organiser des réunions et des ateliers pour faire participer les parties intéressées et obtenir rapidement leur rétroaction et leurs commentaires sur l’élaboration des politiques, des exigences et de l’orientation réglementaires, et sur les instruments de réglementation appropriés. Les règlements, les REGDOC et les documents de travail publiés par la CCSN sont généralement soumis à un processus officiel de consultation du public.

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.

Allemagne Article 8 p. 76 Selon le Rapport national, la CCSN soutient le renforcement des capacités de leadership à tous les niveaux en proposant des activités d’apprentissage sur différents sujets, dont l’intelligence émotionnelle, l’influence et la persuasion (sans exercer d’autorité), la constitution d’équipes performantes, le renforcement de la résilience et de la pensée critique, entre autres. Le Canada pourrait-il partager les expériences acquises dans le cadre de ce programme?   La CCSN reconnaît que la capacité de leadership à tous les niveaux contribue à l’excellence en matière de réglementation et au bien-être de son personnel. La CCSN a décrit et communiqué les compétences clés de leadership et les compétences comportementales clés qu’elle attend de son personnel. La CCSN a intégré les compétences comportementales dans ses politiques, pratiques et processus de gestion des ressources humaines, notamment en ce qui concerne la sélection, l’évaluation, le développement et le perfectionnement des cadres, ainsi que l’évaluation, la sélection, le développement et la reconnaissance des employés. Les communications au sein de l’organisation continuent de souligner que les connaissances et les capacités techniques sont essentielles, mais pas suffisantes pour assurer la performance d’un organisme de réglementation de premier plan au niveau mondial.

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.

Allemagne Article 9 p. 98 Le Rapport national indique que « Les processus des titulaires de permis exigent également que des évaluations indépendantes soient réalisées pour confirmer l’efficacité des systèmes de gestion par rapport aux résultats attendus ». Le Canada pourrait-il préciser qui exactement effectue ces évaluations indépendantes?   Les évaluations indépendantes de l’efficacité des systèmes de gestion des titulaires de permis sont réalisées par le groupe indépendant de vérification du titulaire de permis. Ce personnel est indépendant de la hiérarchie chargée de l’exploitation de la centrale et relève directement du chef de l’exploitation nucléaire ou du chef de direction.

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.

Allemagne Article 10 p. 107 Selon le Rapport national, le document REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, publié en avril 2018, fait référence à une « saine culture de sûreté ». Le Canada pourrait-il préciser les différences entre « culture de sûreté » et « saine culture de sûreté »?   La culture de sûreté a par le passé été décrite en termes binaires, par exemple forte/faible, bonne/mauvaise, positive/négative, etc. À l’opposé d’une telle classification binaire, la CCSN considère la culture de sûreté davantage comme un « état de santé » – pour un être vivant, la santé ne signifie peut-être pas que tout est excellent, mais qu’il est globalement capable de vivre, voire de s’épanouir. En outre, la santé est un concept continu complexe, soumis à l’influence de nombreux facteurs internes et externes. Décrire la culture de sûreté en termes d’état de santé permet de saisir ces nuances qui échappent à une classification binaire.
Allemagne Article 12 p. 127 Le Rapport national indique que certains titulaires de permis ont élargi l’objectif de leurs programmes de performance humaine afin d’intégrer les défenses contre l’erreur humaine et que la CCSN reconnaît l’avantage de cette approche. Le Canada pourrait-il expliquer plus en détail comment ces méthodes de défense sont mises en œuvre?   Au cours de la dernière décennie, l’approche adoptée par les titulaires de permis de centrale nucléaire en matière de performance humaine a été dominée par l’approche de l’INPO, qui est décrite dans un document du Département de l’énergie des États‑Unis, DOE-HDBK-1028-2009, Human Performance Improvement Handbook: Volume 1: Concepts and Principles and Volume 2: Human Performance Tools for Individuals, Work Teams and Management, Washington, U.S. Department of Energy (2009). L’accent a été mis sur la mise en œuvre d’outils de performance humaine et d’outils menant à une exploitation exempte d’incidents, ainsi que sur l’observation et l’encadrement sur le terrain pour renforcer l’utilisation de ces outils. Les défenses servent à prévenir les activités de travail et les résultats indésirables et dangereux, grâce à des mesures qui permettent d’orienter, de coordonner ou de contrôler le travail et son contexte afin de réduire les préjudices causés par une non-conformité ou une erreur. Les méthodes de défense sont déterminées par l’évaluation des risques, le risque étant caractérisé comme la probabilité de l’événement X les conséquences de l’événement.

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.

Allemagne Article 13 p. 133 Selon le Rapport national, les titulaires de permis sont tenus de maintenir des programmes efficaces de gestion de la chaîne d’approvisionnement et d’assurance-qualité des achats, afin de découvrir et d’atténuer l’intrusion d’articles contrefaits, frauduleux et suspects (ACFS) dans leurs activités. Afin d’améliorer davantage l’efficacité de leurs programmes, les titulaires de permis ont mis en œuvre diverses améliorations pour mieux surveiller les programmes de qualité des fournisseurs et des sous-traitants et pour sensibiliser et former le personnel de la chaîne d’approvisionnement aux questions relatives aux ACFS. Le Canada pourrait-il expliquer plus en détail quelles améliorations sont appliquées ici?   L’industrie canadienne a mis en œuvre un certain nombre de mesures pour accroître la sensibilisation à l’égard des questions touchant les ACFS et pour empêcher que des ACFS n’entrent dans les systèmes des centrales nucléaires. Les voici :
  • 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.
Allemagne Article 16 p. 168 Le Rapport national indique que, dans le cadre constitutionnel du Canada, la gestion des urgences est une responsabilité partagée entre les trois ordres de gouvernement (fédéral, provincial, municipal), les exploitants et les organisations non gouvernementales, selon une approche ascendante. Le Canada pourrait-il préciser quelles sont les organisations non gouvernementales concernées et quel est leur rôle?   Dans les provinces, les organisations bénévoles comme la Croix-Rouge, l’Ambulance Saint-Jean et l’Armée du Salut peuvent fournir les services de premier secours aux membres du public touchés par une urgence. Par exemple, en cas d’urgence nucléaire, les organisations bénévoles peuvent être déployées dans des centres d’accueil et d’évacuation pour fournir de la nourriture, des lits, des couvertures et du matériel de premiers soins.Ces centres d’accueil et d’évacuation se trouvent à des endroits prédéterminés en dehors des zones de planification détaillée. En outre, en cas d’urgence, les réseaux de radio-amateurs peuvent également être utilisés pour les communications.
Allemagne Article 16 p. 172 Le Rapport national indique que le Canada a mis en place des mesures spécifiques pour la phase de rétablissement post-accident. Le Canada pourrait-il expliquer plus en détail quelles sont ces mesures spécifiques?   Les mesures actuelles de rétablissement sont décrites dans les plans provinciaux en cas d’urgence nucléaire de l’Ontario et du Nouveau-Brunswick, et comprennent des dispositions pour une série de mesures, notamment la surveillance de l’environnement, la surveillance de la santé, les communications et l’aide financière. Le Canada a rédigé un cadre pour le rétablissement après une urgence nucléaire, dont la version provisoire a été publiée pour consultation publique.Le document est en cours de finalisation. Il tiendra compte des résultats de la consultation et devrait être publié d’ici l’automne 2020 par Santé Canada avec le soutien de la CCSN, de Ressources naturelles Canada et de Sécurité publique Canada.Il fournira des orientations aux parties intéressées, notamment aux autorités provinciales de gestion des urgences.

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.

Haut de la page

Inde

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Inde Article 7 Page 43 Le rapport indique que « La CCSN soumet ses documents d’application de la réglementation à des examens cycliques. Les documents sont examinés pour déterminer ceux qui seront retirés de la circulation et mis aux archives, préservés « comme tel » pour usage courant, ou ajoutés au calendrier des révisions ».

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

  La CCSN a pris un engagement envers l’amélioration continue et cherche à ce que ses règlements et ses documents d’application de la réglementation restent clairs et efficaces, ce qui lui permet de demeurer un organisme de réglementation efficace et efficient. Le Plan du cadre de réglementation de la CCSN présente les règlements et les documents d’application de la réglementation que la CCSN entend élaborer ou modifier au cours des prochaines années.Le plan s’aligne sur les priorités organisationnelles de la CCSN, compte tenu du contexte nucléaire actuel, et il est géré sous la direction du Comité directeur du cadre de réglementation et du Comité de gestion de la CCSN.Le plan est révisé chaque année et ajusté lorsque des changements surviennent dans le secteur nucléaire.
Inde Article 7 Page 62 Il est indiqué ce qui suit dans le Rapport national : « Le renouvellement de permis est un mécanisme visant à mettre en œuvre les nouvelles exigences énoncées dans les récents documents REGDOC ou normes de la CCSN, ce qui contribue à l’amélioration continue de la sûreté des centrales nucléaires. » Il est entendu que le BPS, qui est censé être un autre mécanisme de mise en œuvre des nouvelles exigences, coïnciderait avec le renouvellement des permis aux 10 ans (page 64). Le Canada peut-il clarifier si d’autres mécanismes réglementaires existent pour la mise en œuvre des nouvelles exigences?   Il existe d’autres mécanismes pour mettre en œuvre les nouvelles exigences. Une des possibilités est l’adoption volontaire de nouvelles exigences par les titulaires de permis. Cela est assez courant, car les titulaires de permis et les autres membres de l’industrie participent régulièrement aux consultations publiques que la CCSN effectue lors de la recherche et des travaux préparatoires pour les REGDOC. Ces mêmes groupes participent également à la rédaction et à la révision des normes du Groupe CSA. Ainsi, les versions finales publiées des nouvelles exigences reflètent parfois des ajustements visant à faciliter leur applicabilité sans pour autant compromettre la sûreté. Les titulaires de permis peuvent proposer de mettre en œuvre les nouvelles exigences avant le prochain BPS ou renouvellement de permis. Si le personnel de la CCSN juge la proposition acceptable, il inclut l’engagement du titulaire de permis dans son MCP (p. ex., le MCP indiquera quand le personnel de la CCSN commencera à utiliser le nouveau REGDOC ou la nouvelle norme du Groupe CSA comme source de critères de vérification de la conformité dans ses inspections ou ses évaluations.) Si le personnel de la CCSN doit accélérer le respect des nouvelles exigences, plutôt que d’attendre la conformité volontaire ou le prochain BPS ou renouvellement de permis, d’autres options sont disponibles. Par exemple, la CCSN peut émettre une demande d’information réglementaire concernant une éventuelle mise en œuvre, comme le permet le paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Si une voie plus directe est nécessaire, la CCSN peut délivrer un ordre demandant le respect des nouvelles exigences. Une autre option est que la Commission modifie le permis pour imposer les nouvelles exigences. Ces options sont décrites au paragraphe 7.2(v) du rapport canadien.
Inde Article 7 Page 49 Il est mentionné qu’un permis de la CCSN est requis pour les cinq types d’activités du cycle de vie des installations nucléaires de catégorie IA (p. ex., les centrales nucléaires). Il est à noter qu’en plus du « permis de déclassement », il y a également une exigence de « permis d’abandon ». Le Canada peut-il donner des précisions sur les exigences réglementaires ou les critères pris en compte pour le « permis d’abandon »?   La levée du contrôle réglementaire par la CCSN a lieu lorsque le titulaire de permis a achevé avec succès le déclassement de l’installation et a remis en état le site de manière à en permettre une utilisation ultérieure (p. ex., comme zone verte ou comme friche industrielle). La CCSN exige qu’une demande de permis d’abandon ou d’exemption de permis soit présentée.La demande doit être accompagnée de rapports sur les résultats des activités de déclassement et de remise en état du site, ainsi que des résultats de la surveillance radiologique et environnementale, afin de démontrer qu’il n’est plus nécessaire que le site fasse l’objet d’une autorisation en vertu de la LSRN.

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.

Inde Article 7 Page 48 L’alinéa 7.2(i)b), Petits réacteurs modulaires, indique ce qui suit : « Les PRM ne sont pas définis officiellement dans la législation canadienne, car ils entrent dans le champ d’application du Règlement sur les installations de catégorie I. Cela dit, il est généralement admis qu’ils englobent les réacteurs servant à produire de l’électricité ou de la chaleur pour les procédés industriels. » Si les PRM relèvent de la législation sur les installations de catégorie I et que les exigences à ces installations sont déjà en place selon une approche graduelle, le Canada pourrait-il préciser s’il existe des difficultés dues au fait que les PRM ne sont pas légalement définis?   La CCSN n’a pas encore rencontré de difficultés pour ne pas avoir défini le terme « PRM ». En fait, une telle définition introduirait des complexités inutiles dans la prise de décisions réglementaires, car on s’attacherait aux définitions plutôt qu’aux facteurs réels fondés sur le risque. Par exemple, l’expérience a montré que le terme « module » varie d’une conception à l’autre et que les conséquences de l’utilisation de la modularité peuvent dépendre de la manière dont un module a été défini et mis en œuvre.Le Canada a une longue histoire de réglementation des projets de réacteurs de tailles et de types différents dans le cadre existant. Sur la base de cette expérience, le cadre canadien actuel est suffisamment souple pour permettre la délivrance de permis pour des activités employant de nouvelles technologies de réacteur, et reconnaît que les nouvelles technologies nécessiteront un certain degré de jugement s’appuyant sur des preuves techniques suffisantes qui en démontrent la sûreté.Les attentes de la CCSN sont précisées dans des documents d’application de la réglementation qui font l’objet d’une amélioration continue.La CCSN intègre les enseignements tirés des activités préalables à l’autorisation (p. ex., les examens de la conception des fournisseurs), ainsi que d’autres activités d’autorisation afin de mieux clarifier les attentes réglementaires existantes, notamment en ce qui concerne l’application d’une approche graduelle. Le cadre de réglementation existant permet également à la CCSN de tirer parti de l’expérience d’autres pays dans le processus décisionnel actuel.
Inde Article 14 Page 152 Il est indiqué ce qui suit : « Les permis que la CCSN a délivrés pour l’exploitation des centrales nucléaires actuelles contiennent des conditions qui régissent la vérification de la sûreté par les titulaires de permis au moyen de divers programmes en matière d’aptitude fonctionnelle. Les programmes des titulaires de permis comprennent des essais (voir l’alinéa 14(ii)a)) et divers programmes de gestion du vieillissement pour tenir compte de systèmes critiques spécifiques et de mécanismes de vieillissement précis. »

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?

  La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils intègrent dans leurs programmes de gestion du vieillissement des approches permettant d’estimer l’état des composants critiques inaccessibles. Il faut tenir compte de l’expérience d’exploitation historique appropriée et il pourrait être nécessaire de réaliser des activités de recherche et de soutien supplémentaires pour obtenir des données sur le rendement de ces composants dans des conditions d’exploitation simulées ou en utilisant des techniques de modélisation avancées tenant compte des conditions d’exploitation prévues.

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.

Inde Annexe 14 Page 288 Le Rapport national indique que « Bruce Power a établi une approche des analyses déterministes qui appuie les événements sismiques, les incendies et les inondations et qui s’inspire des évaluations post‑Fukushima et des évaluations probabilistes de la sûreté. »

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

  Cette analyse a été réalisée dans le cadre du projet d’amélioration des rapports de sûreté de Bruce Power afin d’aligner les rapports de sûreté de Bruce‑A et de Bruce‑B sur les exigences du REGDOC-2.4.1 de la CCSN, Analyse déterministe de la sûreté. Les séismes hors dimensionnement ne sont pas pris en compte dans l’analyse déterministe, mais font l’objet d’une étude probabiliste de sûreté (EPS).Les études sont basées sur les orientations contenues dans le document EPRI NP-6041-SL A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin. Un certain nombre d’évaluations alimentent les EPS de niveau 1 et 2 pour déterminer les dommages graves au cœur et les probabilités de grandes émissions. Ces évaluations comprennent la caractérisation des dangers et des réponses sismiques, ainsi que la fragilité sismique.
Inde Article 16 Page 171 Le Rapport national indique ce qui suit : « En juin 2018, à la suite d’une vaste consultation publique et de l’intégration des leçons tirées des situations d’urgence, Santé Canada a publié le document Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire, qui contient des lignes directrices à jour sur les mesures de protection publique ».

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?

  Santé Canada a publié les Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire qui sont conformes aux dernières recommandations de l’AIEA (y compris le document GSR Partie 7) et de la CIPR. L’élaboration de ces lignes directrices a également pris en compte les types de scénarios associés aux réacteurs CANDU.

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.
Inde Article 17 Page 193 Le Rapport national indique que « […] il est important de tenir compte des facteurs liés à la population afin de respecter les limites de dose de rayonnement établies dans les règlements. […] Parmi les autres facteurs, on compte les conditions météorologiques locales, la sismicité, les installations à proximité ainsi que les activités dans les corridors de transport aérien et ferroviaire ». Le Canada peut-il préciser comment la sismicité est prise en compte dans l’évaluation des doses?   Dans le cadre de la détermination intégrée globale de l’acceptabilité d’un site, prise en compte dans l’examen d’une demande de permis de préparation de l’emplacement, la CCSN évalue si une installation peut être conçue et exploitée de manière à ce que les limites de dose, les objectifs de sûreté et les mesures environnementales puissent être mis en œuvre efficacement. Cela comprend l’évaluation des événements externes naturels tels que les risques sismiques pour s’assurer que les limites de dose ne sont pas dépassées.

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.

Inde Généralités Annexe 18 (i), page 326 Le Canada pourrait-il partager des renseignements sur le système d’échantillonnage et de surveillance pour les accidents graves, et en particulier sur les radionucléides importants qui sont surveillés?   Voici des exemples de mesures de surveillance chez OPG :
  • 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.

Inde Article 19 Page 213 Le Rapport national indique que « L’intégration des procédures des centrales (p. ex., manuels visant les incidents anormaux, procédures d’exploitation en cas d’urgence) aux LDGAG et aux LDEAU est terminée ». Il est entendu que les manuels visant les incidents anormaux sont utilisés pour traiter des événements de moindre gravité (p. ex., les transitoires et les incidents de fonctionnement prévus), et par conséquent, l’intégration de ces procédures avec les LDGAG et les LDEAU n’est pas très claire. Cette intégration signifie-t-elle que l’échec d’une procédure de niveau hiérarchique inférieur entraîne le déclenchement de la procédure suivante dans la hiérarchie? Le Canada pourrait-il donner des précisions sur la mise en œuvre de l’intégration des procédures de la centrale?   Oui, cette intégration vise à assurer une transition adéquate vers les LDGAG et les LDEAU si la procédure du niveau hiérarchique inférieur n’atteint pas les objectifs souhaités (généralement l’arrêt du réacteur avec refroidissement par circulation forcée en place). Toutes les centrales nucléaires canadiennes ont mis en place des procédures qui précisent quand il faut passer des manuels visant les incidents anormaux / de la procédure normale d’exploitation en cas d’urgence aux LDGAG et LDEAU.

Haut de la page

États-Unis

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
États-Unis Généralités Page 9 En 2019, la CCSN a été l’hôte d’une mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et du Service d’examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV).
  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.  
  4. 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.
États-Unis Article 7 Page 34 Le plus récent Plan du cadre de réglementation à long terme de la CCSN couvre la période de 2019 à 2024 et tient compte des priorités et des plans de projet de la CCSN. Veuillez décrire certains des principaux éléments de ce plan actualisé.   La toute dernière mise à jour apportée au Plan du cadre de réglementation à long terme de la CCSN couvre la période de 2019 à 2024 et décrit les règlements et les documents d’application de la réglementation (REGDOC) que la CCSN entend élaborer ou modifier durant cette période. Les examens importants prévus des règlements pris en vertu de la LSRN sont les suivants :
  • 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.

États-Unis Article 10 Pages 105-112 En 2018, la CCSN a publié un document d’application de la réglementation sur la culture de sûreté afin d’officialiser son engagement envers une saine culture de sûreté dans le secteur nucléaire et de clarifier les exigences et les attentes pour les titulaires de permis concernant la culture de sûreté dans les centrales nucléaires. Les titulaires de permis ont commencé à mettre en œuvre ce document d’application de la réglementation au cours de la période visée par le rapport.La CCSN a également procédé à une auto‑évaluation de sa culture de sûreté au cours de la période visée par le rapport et a produit des conclusions, des recommandations et un plan d’action de la direction en fonction des résultats obtenus.
  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.
  Pour préciser, le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, porte sur la manière dont les titulaires de permis surveillent et évaluent leur propre culture de sûreté, de sorte que les principaux résultats des examens et inspections de la CCSN porteraient sur ce processus, et non sur l’état de la culture de sûreté du titulaire de permis. Par conséquent, les conclusions d’une évaluation de la culture de sûreté pour un titulaire de permis donné ne concernent que ce titulaire.

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.

Haut de la page

Fédération de Russie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Fédération de Russie Article 16.1 Alinéa 16.1 g), p. 183 Quelles mesures visant à assurer la disponibilité et l’intervention en cas d’urgence ont été proposées à la suite des résultats de la mission de juin 2019? Quels sont les résultats de la mission?   L’équipe de mission du Service d’examen de préparation aux situations d’urgence (EPREV) a fourni des renseignements précieux et a félicité le Canada pour son système de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire, qui est bien développé et mature, et en place à tous les paliers de gouvernement. L’équipe de mission a également reconnu que le Canada a mis en œuvre avec succès les normes de sûreté de l’AIEA dans l’ensemble de son programme de préparation et d’intervention en cas d’urgence, et qu’il les a dépassées dans certains cas.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.Dans le 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 (Rapport de 2019 de la mission EPREV au Canada), l’équipe d’examen de l’AIEA a relevé cinq bonnes pratiques, et a formulé six suggestions et six recommandations.Le rapport de l’AIEA et la réponse du Canada seront tous deux rendus publics en février 2020.
Fédération de Russie Généralités Généralités Des travaux de cybersécurité sont-ils effectués dans les centrales nucléaires? Dans l’affirmative, en quoi consistent-ils?   Oui, tous les titulaires de permis ont des exigences en matière de cybersécurité intégrées dans leur permis. La majorité des initiatives de cybersécurité dans les centrales nucléaires canadiennes visent à protéger les réseaux locaux (LAN) du titulaire de permis afin d’assurer la protection des renseignements nucléaires sensibles et contrôlés.Comme les ordinateurs de commande des centrales nucléaires ne sont pas connectés à Internet, la protection des systèmes des centrales nucléaires est assurée par des programmes de cybersécurité qui exigent des contrôles stricts. Les équipements électroniques entrant dans une centrale nucléaire font l’objet d’un contrôle de cybersécurité afin qu’aucun logiciel malveillant ne soit introduit par inadvertance dans les systèmes des centrales nucléaires.

Haut de la page

Arabie Saoudite

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Arabie saoudite Généralités Culture de sûreté Sachant que le Canada est un pays dominant dans le secteur nucléaire, quel est l’impact du respect du concept modifié de l’AIEA (culture de sûreté) sur les systèmes réglementaires canadiens? Quels changements l’autorité réglementaire canadienne entend-elle apporter?   L’approche du Canada en matière d’évaluation de la culture de sûreté s’inspire de la série 83 des Rapports de sûreté de l’AIEA, intitulée Performing Safety Culture Self Assessments. Cette approche « s’appuie sur l’expérience en sciences comportementales, sociales, psychologiques et organisationnelles pour souligner l’importance de décrire les aspects de la culture d’une organisation de manière impartiale avant d’établir des comparaisons avec les normes et les attentes internationales » [traduction] (SRS 83, p. 2). Le REGDOC-2.1.2 de la CCSN est aligné sur l’approche du SRS 83.
Arabie saoudite Article 19.4 Section 19, p. 211-214 L’élaboration des LDEAU est‑elle une exigence et pourrait-on les considérer comme faisant partie des LDGAG, et comment les LDEAU différeraient‑elles des LDGAG et des procédures d’exploitation d’urgence (PEU)?   La CCSN a élaboré des exigences pour les LDEAU dans le REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2. Dans les centrales nucléaires, les LDEAU sont appliquées subséquemment aux manuels d’incidents anormaux (MIA) et aux procédures d’exploitation d’urgence (PEU) des centrales, en réponse à des scénarios d’événement hors dimensionnement spécifiques. À la différence des MIA et des PEU, les LDEAU fournissent des instructions pour l’utilisation des équipements d’atténuation en cas d’urgence (EAU) qui font partie des équipements et instruments qui ne sont pas installés dans le cadre de la conception initiale de la centrale, mais qui sont utilisés comme dispositif supplémentaire pour atténuer les conséquences d’un accident. Les LDEAU sont une amélioration complémentaire des LDGAG et pourraient être considérés comme faisant partie de la stratégie des LDGAG.L’objectif fondamental des LDEAU est différent de l’objectif fondamental des LDGAG, bien qu’ils soient complémentaires.L’objectif des LDEAU est de fournir un approvisionnement en eau diversifié pour gérer la perte de sources froides, et d’améliorer le système d’alimentation électrique pour gérer la perte totale de l’alimentation en courant alternatif afin de prévenir la dégradation du cœur, de rétablir l’alimentation des systèmes et composants essentiels et de rétablir les principales fonctions de surveillance pour détecter les changements dans l’état de l’événement, empêchant ainsi la progression d’un accident hors dimensionnement vers un accident grave.Si la situation continue à se détériorer et que les conditions d’application des LDGAG sont remplies, on suppose que le cœur s’est dégradé et on passe en priorité à l’utilisation des stratégies prévues par les LDGAG pour maintenir l’intégrité du confinement et réduire au minimum les rejets de radionucléides vers le public.Cependant, bien que les LDEAU aient été conçus pour contrer les pertes de sources froides ou d’alimentation électrique, on pourrait les utiliser pour prévenir ou mettre fin à un accident grave comme solution de remplacement aux LDGAG.

Haut de la page

Danemark

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Danemark Article 7 Article 11, p. 114-115 Le démantèlement ne commence pas avant que soit écoulée toute la « période de stockage sous surveillance (environ 30 ans) ». Veuillez expliquer la raison de cette longue période de refroidissement, car cela pourrait probablement empêcher de recourir au personnel qui était familier avec les tranches lorsqu’elles étaient en fonctionnement, pour participer à leur déclassement. Le Rapport national mentionne ce qui suit : « Un tel plan fournit la vision à long terme concernant la période de stockage sous surveillance (environ 30 ans) qui précède les activités de démolition et de remise en état du site. Dans le plan préliminaire de déclassement, les coûts estimatifs associés au déclassement sont présentés et constituent la base des garanties financières liées au déclassement. Dans le plan préliminaire de déclassement, les coûts estimatifs associés au déclassement sont présentés et constituent la base des garanties financières liées au déclassement. » En ce qui concerne la stratégie de déclassement, la philosophie de la CCSN en matière de réglementation fondée sur le rendement n’est pas prescriptive. Les promoteurs doivent proposer leur stratégie privilégiée dans le cadre de leur plan de déclassement et doivent l’étayer par une évaluation scientifique de la sûreté.Toute stratégie de déclassement proposée sera évaluée par la CCSN en fonction des exigences réglementaires visant à assurer la protection de la santé et de la sécurité du public et de l’environnement. Le guide d’application de la réglementation de la CCSN G‑219, Les plans de déclassement des activités autorisées (en cours de révision sous le numéro REGDOC‑2.11.2), décrit toutefois les stratégies de déclassement suivantes :
  • 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
Conformément à la norme CSA N294.0, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, un plan est nécessaire pour la surveillance, le contrôle, la protection physique et l’entretien de l’installation pendant le stockage sous surveillance, plan qui doit être élaboré et mis en œuvre pour :
  • 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.

Haut de la page

Roumanie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Roumanie Article 18.1 Résumé – Autres améliorations à la sûreté au cours de la période de référence

Page 26

Page 335

Veuillez fournir plus d’information sur les exigences de conception et de fonctionnement et les spécifications techniques des systèmes portatifs de ventilation filtrée mis en place dans les salles de commande auxiliaires.   La salle de commande auxiliaire (SCA) et le tunnel de la SCA sont des zones pour lesquelles des modifications ont été jugées nécessaires afin d’améliorer l’habitabilité et d’atteindre les objectifs de dose de rayonnement dans le cas peu probable d’un accident grave. La fonction globale des systèmes portatifs de filtration est de fournir une atmosphère habitable sûre pour l’opérateur de la SCA, en cas de rejet partiel (p. ex., rejet d’urgence par un évent filtré après un accident de perte de réfrigérant).

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).

Roumanie Article 7.2.1 Normes du Groupe CSA

Pages 39 à 41

Comment les nouvelles éditions et les nouvelles normes sont-elles utilisées par les centrales nucléaires existantes? Quels sont les mécanismes par lesquels ces nouvelles normes peuvent donner lieu à des améliorations pratiques de la sûreté?La CCSN exige-t-elle des titulaires de permis qu’ils utilisent les plus récentes normes de la CSA?   Voir la réponse au numéro 109 pour savoir comment la CCSN impose de nouvelles exigences au fur et à mesure de leur élaboration. Certaines exigences (p. ex., les exigences prescriptives) entraînent automatiquement des améliorations de la sûreté dès que le titulaire de permis les met en œuvre. Dans d’autres cas, les améliorations de la sûreté sont obtenues par l’intermédiaire du bilan périodique de la sûreté (BPS) et du plan intégré de mise en œuvre (PIMO) qui en résulte et qui devient partie intégrante du fondement d’autorisation lorsque la Commission l’examine au moment du renouvellement du permis. Dans le cadre du BPS, le personnel de la CCSN examine et accepte le document de base du BPS proposé par le titulaire de permis, qui propose les versions des REGDOC et des normes du Groupe CSA qui seront utilisées dans le BPS pour relever les lacunes.
Roumanie Article 7.2.1 7.2(i)b) Documents du cadre de réglementation

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

Page 39

L’effectif minimal, décrit dans le REGDOC-2.2.5, est-il nécessaire pour également prendre en charge les conditions additionnelles de dimensionnement?   Le REGDOC-2.2.5, Effectif minimal de la CCSN énonce les principaux facteurs dont le personnel de la CCSN tiendra compte pour évaluer si le titulaire de permis a pris ou si le demandeur prendra les mesures nécessaires pour assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés, comme l’exige l’alinéa 12(1)a) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

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.

Roumanie Article 7.2.2 Manuels des conditions de permis

Page 56

  Nous considérons que l’utilisation par la CCSN des manuels des conditions de permis représente une bonne pratique qui peut être adoptée par d’autres pays, car elle favorise la cohérence et l’objectivité de la surveillance réglementaire. Le manuel des conditions de permis rassemble dans un seul document tous les détails réglementaires, les explications, les attentes et les processus associés aux définitions,aux interprétations et au contrôle administratif des conditions de permis.Le MCP est lu conjointement avec le permis. Le MCP associe chaque condition de permis aux critères de vérification de la conformité qui sont utilisés par le personnel de la CCSN pour confirmer le respect des conditions de permis par le titulaire. Le Canada prend acte du commentaire.
Roumanie Article 12 12d) Interventions humaines et analyse de la sûreté

Page 130

Comment la CCSN réglemente-t-elle et examine-t-elle les interventions réalisées par les opérateurs et dont le délai d’exécution est critique?   Les interventions des opérateurs dont le délai d’exécution est critique ne sont pas directement traitées dans les exigences actuelles de la CCSN concernant les analyses déterministes de la sûreté (ADS) et les études probabilistes de sûreté (EPS), mais elles sont prises en compte.Dans l’ADS, l’opérateur dispose d’un certain temps pour intervenir lorsqu’il y a un signal d’erreur manifeste. Par exemple, selon le REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté de la CCSN, l’erreur de l’opérateur doit être prise en considération dans l’élaboration des scénarios d’accident pour l’analyse de la sûreté :
  • 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
Roumanie Article 14.1 Élaboration d’études probabilistes de sûreté et mise en œuvre du document REGDOC-2.4.2

Utilisation des études probabilistes de sûreté

Pages 142-143

Il est mentionné dans le rapport que les récentes mises à jour des EPS ont inclus des estimations des résultats des EPS pour les centrales à tranches multiples. Quel est l’impact des estimations des résultats des EPS pour les centrales à tranches multiples en ce qui concerne la surveillance des risques (p. ex., l’équipement hors service)?   Au Canada, les EPS pour les centrales à tranches multiples sont élaborées sur la base d’une tranche représentative, en tenant compte de l’impact de plusieurs tranches (p. ex., l’impact des événements initiateurs au niveau du site, l’impact des événements initiateurs survenus à partir de tranches adjacentes, et d’autres interactions entre plusieurs tranches (systèmes et composants partagés et interactions humaines entre les tranches). Les résultats des EPS (p. ex., la fréquence de dommages au cœur (FDC) ou la fréquence des grandes émissions radioactives (FGER)) sont exprimés par tranche, et les modèles de surveillance des risques (p. ex., pour l’équipement hors service) sont également établis par tranche représentative.

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.

Roumanie Article 19.2 19(ii)b), Paramètres d’exploita-tion sûre (PES)

Page 208

Comment les LCE et les manuels sur les défaillances pour les centrales nucléaires canadiennes ont-ils été modifiés avec la mise en œuvre de la norme CSA N290.15-10 et une définition plus approfondie des paramètres d’exploitation sûre?   Les lignes de conduite pour l’exploitation (LCE), les manuels sur les défaillances et les PES servent à des fins différentes. Les PES définissent les limites d’exploitation sûre de manière exhaustive pour les centrales nucléaires, tandis que les LCE définissent les politiques et principes d’exploitation généraux, et ne comprennent qu’un sous-ensemble des limites d’exploitation pertinentes.Avec la mise en œuvre du programme des PES dans chaque centrale, un sous-ensemble des limites d’exploitation pertinentes n’est plus nécessaire dans les LCE, bien que le titulaire de permis puisse choisir de les conserver.À ce jour, aucun titulaire de permis n’a fixé de limites d’exploitation supplémentaires dans les LCE sur la base des PES.En ce qui concerne les manuels sur les défaillances, ils doivent être compatibles avec les limites des PES.
Roumanie Article 19.2 19(ii)b), Paramètres d’exploita-tion sûre

Page 208

Les centrales nucléaires canadiennes ont-elles défini des limites et des conditions d’exploitation pour l’équipement et les composants installés dans le but de soutenir la gestion des accidents dans des conditions additionnelles de dimensionnement, y compris les accidents graves?   Aucune limite et condition d’exploitation n’est définie pour les équipements et les composants installés dans le but de soutenir la gestion des accidents dans des conditions additionnelles de dimensionnement (CAD). Cela s’explique par le grand degré d’incertitude associé à l’analyse des CAD et le besoin d’encourager les compagnies d’électricité à inclure une large gamme d’équipement à cette fin avec peu de conditions imposées.
Roumanie Article 14.1 14(i)d), Examens menés par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires et l’AIEA

Page 148

Veuillez fournir plus de renseignements sur les bonnes pratiques relevées par les missions OSART en ce qui concerne l’application du simulateur de gestion des accidents graves pour soutenir l’élaboration de lignes directrices pour les centrales à tranches multiples, en particulier pour la gestion de l’obsolescence qui tient compte des évaluations de la gestion du vieillissement à long terme.   La gestion de l’obsolescence prend en compte les évaluations de la gestion du vieillissement à long terme et les exigences liées au passage à la phase de déclassement. Le programme de gestion de l’obsolescence de la centrale soutient les plans d’exploitation à long terme et la transition vers le déclassement.L’équipe de gestion de l’obsolescence est composée de personnes dont le travail est de déceler et de résoudre les problèmes d’obsolescence.Ces personnes mettent en œuvre des solutions aux problèmes d’obsolescence en fournissant à la fois un soutien en matière d’approvisionnement et d’ingénierie de conception.Cet arrangement permet à la centrale d’avoir une approche plus ciblée et plus cohérente et de réduire le nombre de transferts entre les différents groupes de travail en ingénierie.Cet arrangement permet également à l’équipe d’envisager une application plus large d’un point de vue stratégique afin de choisir la solution la plus rentable.La coopération entre ces groupes ayant des mandats différents permet de préparer les évaluations de l’état de la centrale qui tiennent compte des besoins pour ce qui est de la durée de vie complète des composants.Cette approche permet d’améliorer la sûreté à l’approche de la transition vers le déclassement final.
Roumanie Article 19.6 19(vi), Déclaration des incidents importants pour la sûreté

Pages 216-217

La CCSN effectue-t-elle ses propres analyses et enquêtes indépendantes pour les événements déclarés par les titulaires de permis?   La CCSN reçoit peu de déclarations d’événements aux centrales nucléaires. Néanmoins, le personnel de la CCSN examine les détails concernant tous les événements déclarés, et il informe d’autres spécialistes et le personnel chargé des permis, s’il y a lieu, et assure un suivi par diverses activités de réglementation avec l’aide du personnel du site pour s’assurer que les problèmes sous‑jacents sont traités de manière adéquate. Le suivi peut comprendre l’examen des évaluations faites par le titulaire de permis, une analyse indépendante, l’examen des dossiers de la centrale, l’observation des conditions existantes, la surveillance du suivi du titulaire de permis, une inspection réactive, etc., ainsi que la prise de mesures d’application le cas échéant. La CCSN a également la capacité et l’autorité d’enquêter, de sa propre initiative, sur les événements.

Haut de la page

Bulgarie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Bulgarie Article 8.1 Page 92. Consulta-tions ciblées avec les communautés autochtones À la page 92, il est écrit que la CCSN s’affaire à mettre en œuvre une stratégie de mobilisation à long terme des communautés autochtones afin d’officialiser les relations et de poursuivre les activités de mobilisation à l’extérieur des processus réglementaires de la CCSN. Pourriez-vous donner plus de détails sur cette stratégie et préciser ce que vous entendez par « relations et activités à l’extérieur des processus réglementaires de la CCSN »?   En tant qu’organisme de réglementation du cycle de vie et à titre de mandataire de la Couronne, la CCSN s’est engagée à établir des relations à long terme avec les groupes autochtones qui s’intéressent aux installations et activités réglementées par la CCSN. L’approche visant à officialiser les relations avec les communautés autochtones intéressées peut comprendre la signature d’un cadre de référence et d’un plan de travail connexe qui établit la fréquence convenue des réunions pour l’échange régulier d’information et des activités de collaboration (p. ex., la surveillance environnementale).

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).

Bulgarie Article 10 Page 105. Priorité à la sûreté à la CCSN À la page 105, on écrit que la CCSN a procédé à une auto-évaluation de la culture de sûreté en 2018. Il serait utile d’en savoir plus sur la méthode qui a été utilisée pour cette auto-évaluation, c’est-à-dire les méthodes utilisées pour recueillir des données sur la culture de sûreté, ainsi que le cadre d’évaluation de la culture de sûreté réglementaire.   La méthode d’évaluation a été élaborée conformément au document de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) Collection Rapports de sûreté no 83, Performing Safety Culture Self-assessments, dans la mesure du possible.

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.

Bulgarie Article 12 Page 126. Programmes relatifs à la performance humaine À la page 127, il est écrit que l’obligation pour un titulaire de permis d’avoir un programme de performance humaine est une condition des permis d’exploitation des centrales nucléaires. Veuillez donner plus de détails sur les exigences réglementaires concernant le contenu des programmes, ainsi que sur les principales composantes d’un tel programme.   La condition de permis stipule que « Le titulaire de permis doit mettre en œuvre et tenir à jour un programme de performance humaine ». Le REGDOC‑2.2.1, Facteurs humains, est en cours de mise à jour pour officialiser le contenu et les composantes des programmes de performance humaine. Il convient de noter qu’un programme de performance humaine n’est pas nécessairement un programme autonome et est généralement intégré au système de gestion du titulaire de permis. Une approche « feuille de route » peut être utilisée pour décrire le programme de performance humaine. Les titulaires de permis de centrale nucléaire décrivent le programme dans leur demande de renouvellement de permis.

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

Haut de la page

Hongrie

Demandeur Article Référence Question Commentaire Réponse
Hongrie Généralités p. 21 Quel est l’état général du processus d’élaboration du cadre de réglementation en ce qui concerne la délivrance de permis pour les PRM?   Le cadre de réglementation actuel de la CCSN est neutre sur le plan technologique et il est adapté aux projets d’autorisation qui concernent les PRM et les réacteurs avancés. L’un des principaux atouts du cadre est que les exigences découlent d’objectifs fondamentaux de sûreté reconnus et éprouvés sur le plan international. Un demandeur a la possibilité de proposer et de démontrer comment il atteindra ces objectifs en utilisant des pratiques d’ingénierie éprouvées et en s’appuyant sur des renseignements pertinents et crédibles. Toute proposition devra également démontrer comment les incertitudes sont traitées dans les mesures de sûreté et de réglementation proposées. À mesure que l’industrie et la CCSN continueront à acquérir de l’expérience d’exploitation grâce à la R et D, la construction et l’exploitation, les leçons retenues seront analysées afin de déterminer comment clarifier davantage les attentes de la CCSN ainsi que les normes de l’industrie.
Dernière mise à jour :