Convention sur la sûreté nucléaire (CSN) Réponses aux questions posées au Canada lors des 8^e et 9^e réunions d’examen conjoint

1. Comment la motivation du personnel a-t-elle été maintenue pendant la période où des restrictions étaient imposées en raison de la pandémie de COVID?

2. Existe-t-il des plans de gestion des connaissances qui sont efficaces selon les différentes générations de travailleurs visées?

La réponse s’inscrit dans le contexte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN).

1. Peu après le début de la pandémie, la CCSN a commencé à mener des sondages « Prendre le pouls » sur une base régulière afin d’évaluer le degré de mobilisation et de satisfaction du personnel à l’égard de divers enjeux clés liés au lieu de travail et à la santé. Les résultats donnent aux gestionnaires de l’information sur les aspects du travail avec lesquels le personnel a de la difficulté (par exemple, la pressions découlant de la charge de travail, l’équilibre travail-vie personnelle), ce qui leur permet de régler des situations et d’appuyer le personnel, si besoin est. En outre, la CCSN organise fréquemment (trimestriellement) des séances de discussion ouverte virtuelles au cours desquelles des membres de l’équipe de direction ouvrent un volet « Demandez-moi n’importe quoi ». Les employés peuvent poser des questions de manière anonyme, s’ils le souhaitent, et la plateforme utilisée leur permet de voter pour les questions qu’ils souhaitent voir abordées en premier.

La CCSN se soucie fortement de la santé et du bien-être des gens. De fait, elle fournit au personnel des ressources disponibles en tout temps par la plateforme LifeSpeak – une plateforme de santé et de bien-être qui comprend des vidéos, des balados, des fiches-conseils et des séances « Demandez à un expert » sur des sujets portant sur la santé mentale et le bien-être. Ce service est accessible de façon entièrement anonyme.

Sachant qu’il existe différentes façons de motiver le personnel, la CCSN a aussi mis en place un solide programme de prix et de reconnaissance afin de récompenser formellement les membres de l’effectif ayant des réalisations clés à leur actif.

2. Le cours Transfert efficace des connaissances de la CCSN, offert à l’interne aux employés, traite de différents types de connaissances, tels que les connaissances tacites et explicites, des obstacles au transfert des connaissances, des principes de l’apprentissage des adultes ainsi que des outils et stratégies permettant d’assurer un transfert efficace. De plus, la CCSN compte plusieurs outils d’appui au transfert des connaissances, notamment des listes de contrôle sur la détermination des connaissances, des guides de gestion des mémoires organisationnelles et des lignes directrices sur l’évaluation des risques d’attrition. La CCSN offre également un programme de transition à la retraite qui donne au personnel l’occasion de réduire graduellement ses heures de travail (par exemple, 4 ou 3 jours de travail par semaine) afin de soutenir son passage à la retraite pendant qu’il transmet ses connaissances.

À la page 15, dans la section D.2, Prolongation de la durée de vie des centrales nucléaires existantes, on peut lire que les activités de prolongation de la vie utile sont identifiées au moyen d’un bilan périodique de la sûreté (BPS) et documentées dans un plan intégré de mise en œuvre (PIMO).

1. Quels sont les principaux documents pris en compte lorsqu’il s’agit de se prononcer sur le renouvellement d’un permis?

2. Comment le Canada calcule-t-il la durée de vie restante des structures, systèmes et composants (SSC) pour estimer le cycle de vie utile du réacteur?

(1) Le principal document qui est pris en compte dans le cas d’un renouvellement de permis est la demande de permis qui est soumise à la Commission par le titulaire du permis, laquelle justifie et demande officiellement le renouvellement du permis. Divers autres documents du titulaire de permis viennent appuyer la demande, notamment les documents liés aux BPS, comme le rapport d’évaluation globale et le PIMO, de même que l’évaluation des risques environnementaux et les documents de gouvernance de programme du titulaire de permis relevant de son système de gestion nucléaire. Outre les documents relatifs au permis qui sont fournis par le titulaire de permis, d’autres documents sont pris en compte dans le processus décisionnel de la CCSN en matière de renouvellement de permis, y compris les mémoires présentés par les intervenants au cours du processus de consultation publique et les documents à l’intention des commissaires soumis par le personnel de la CCSN, faisant état de son évaluation et de ses recommandations concernant la demande de renouvellement de permis.

(2) Au Canada, tous les titulaires de permis sont dotés de programmes de gestion du vieillissement servant à surveiller la durée de vie restante des SSC. Par des programmes de gestion des actifs, les titulaires de permis ont effectué des projections et déterminé des options quant à la durée de vie des actifs, lesquelles permettent d’établir des modèles d’options de gestion des actifs. Ces modèles ont été utilisés pour évaluer la durée de vie restante de l’ensemble des SSC dans les centrales nucléaires et ont permis d’élaborer des options de gestion de la durée de vie qui peuvent comprendre une inspection et un entretien continus ainsi que des options de réfection ou de remplacement. Toute prolongation de la durée de vie suppose une réévaluation des SSC au moyen d’une évaluation de l’état des systèmes et des composants de même que d’une mise à jour des BPS et des documents à l’appui. À noter que les tubes de force sont généralement le composant qui limite la durée de vie des réacteurs de type CANDU; cela dit, comme ils sont remplaçables, il pourrait être possible de prolonger la durée de vie des centrales à plusieurs reprises.

Résumé,

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Aucune difficulté importante n’a été rencontrée lors de la correction des lacunes relevées dans les BPS. Cela dit, une partie du processus consiste à déterminer les améliorations qui peuvent être apportées dans la pratique. Il est déjà arrivé que des titulaires de permis aient affirmé que telle ou telle amélioration ne puisse être apportée dans la pratique, que ce soit en raison d’une limite physique ou des conclusions d’une analyse coûts-bénéfices. La CCSN examine ces affirmations afin de s’assurer qu’une justification raisonnable a été fournie et d’obtenir un accord sur la non‑nécessité de corriger la lacune en question, et ce, par l’approbation du PIMO.

De même, il n’a pas été difficile de parvenir à une conclusion au sujet du maintien en exploitation. Toutefois, cela n’est pas inattendu étant donné que l’objectif du BPS est d’examiner une centrale dont la conformité aux exigences de sûreté a déjà été établie et de déterminer si des améliorations s’imposent à la lumière de normes plus récentes.

Ce sont les rapports sur les facteurs de sûreté 1 à 4 qui ont directement conduit à l’apport des améliorations dans les centrales nucléaires puisqu’ils portaient sur la conception, l’état des SSC, la qualification environnementale et le vieillissement. Dans la plus récente série de BPS au Canada, les codes et les normes dans lesquels ont été incorporées les exigences post-Fukushima ont donné lieu à des améliorations substantielles à la sûreté, notamment une protection accrue contre la surpression et une ventilation filtrée de l’enceinte de confinement. À noter que si ces améliorations ont été incluses dans les BPS à des fins d’exhaustivité, elles ont aussi été traitées séparément dans les plans d’action intégrés qui traitaient directement des leçons apprises de l’accident à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi.

La consultation du public, des Nations et communautés autochtones, des titulaires de permis et des organisations intéressées constitue un élément important du processus d’élaboration de nombreux outils de réglementation de la CCSN qui font partie de son cadre de réglementation. La CCSN invite ces parties à lui faire part de leurs commentaires sur les documents de travail, les projets de documents, les nouveaux règlements proposés et les modifications proposées aux règlements existants.

Chaque document est soumis aux commentaires du public pour une période déterminée. Les commentaires, y compris les noms et les affiliations, sont publiés dans la langue officielle dans laquelle ils ont été soumis. À la fin de la période de consultation, le personnel de la CCSN examine tous les commentaires formulés puis établit un rapport de consultation afin d’en présenter un résumé.

En outre, la CCSN tient souvent des ateliers de consultation avec des parties intéressées.

En 2020 et en 2021, la CCSN a examiné l’état de préparation du cadre de réglementation en vue de la réglementation des technologies perturbatrices, novatrices et émergentes (TPNE). L’examen consistait en une série de questions appliquées à chaque section de chaque instrument de réglementation faisant partie du cadre :

• Le texte mentionne-t-il des méthodologies/technologies en particulier?
• Le libellé est-il normatif quant à la manière dont un résultat sera obtenu?
• Le texte est-il de nature à limiter la possibilité de mettre en place de nouvelles technologies?
• Existe-t-il des possibilités d’ajouter des dispositions neutres concernant les TPNE?

La CCSN a généralement conclu que son cadre de réglementation n’entrave pas la mise en place de TPNE. La conclusion globale était que le cadre était essentiellement « neutre sur le plan technologique ». Bien qu’il existe quelques documents qui sont en partie centrés sur les réacteurs CANDU, il y a une raison à cela. Les résultats de l’examen de la CCSN cadraient avec les conclusions d’un examen externe (Kinectrics) du cadre de réglementation pour la technologie de fusion (une TPNE). Cet examen effectué en 2022 a confirmé la conclusion de la CCSN voulant que le cadre soit, en grande partie, à même d’assurer la réglementation de la technologie de fusion.

En résumé, la pratique de la CCSN, qui consiste à réglementer les activités nucléaires au moyen d’une approche généralement axée sur le rendement, facilite la mise en place de façon sûre de TPNE dans les activités réglementées.

La méthode graduelle est une approche ou un processus pour lequel le niveau d’analyse, l’ampleur de la documentation et la portée des mesures nécessaires pour se conformer aux exigences sont proportionnels à ce qui suit :

1. les risques relatifs pour la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement ainsi que pour le respect des obligations internationales que le Canada a assumées

2. les caractéristiques particulières d’une installation ou d’une activité

La Commission et le personnel de la CCSN appliquent une approche tenant compte du risque à tous les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) afin d’assurer un examen réglementaire adéquat des activités, selon le niveau de risque. La portée et la profondeur de cette application sont principalement fonction de la nouveauté, de la complexité et des dangers potentiels que représente l’activité ou l’installation proposée.

La compréhension des risques, y compris les incertitudes connexes, et les mesures prises pour veiller à ce que ces risques soient atténués occupent elles aussi une place importante dans la formulation de recommandations et la prise de décisions en matière de réglementation. Les risques et les approches d’atténuation doivent être clairement établis et bien compris afin que la Commission puisse rendre une décision éclairée. Il est essentiel de présenter des preuves de qualité à l’appui de ce processus, par exemple les résultats d’activités de R-D, une modélisation informatique ou la prise en compte de l’expérience en exploitation; le demandeur doit également démontrer que les données probantes sont pertinentes dans le contexte du projet visé.

Lorsque la Commission évalue les demandes fondées sur une méthode graduelle, elle s’attarde particulièrement à la démonstration du caractère raisonnable du niveau de risque. Elle doit notamment vérifier ce qui suit :

1. les exigences réglementaires seront respectées

2. les fonctions de sûreté fondamentales sont adéquates

3. les objectifs de sûreté de haut niveau sont atteints

4. la défense en profondeur est adéquate

5. les marges de sûreté sont appropriées et harmonisées avec des dangers particuliers au cours du cycle de vie de l’installation

Le rapport national mentionne qu’« [à] la suite de la découverte de concentrations élevées d’hydrogène équivalent dans les échantillons par grattement des tubes de force des tranches 3 et 6 de Bruce, la CCSN a émis un ordre à Bruce Power pour qu’elle obtienne l’autorisation de la Commission avant de redémarrer l’une ou l’autre des tranches 3, 4, 5, 7 ou 8 à la suite de tout arrêt entraînant un refroidissement du circuit caloporteur. »

Comme les concentrations d’hydrogène près de la marque de brunissage étaient plus élevées que prévu, est-ce que le Canada pourrait nous faire savoir si l’augmentation accélérée de ces concentrations a été observée après une certaine période d’exploitation?

(1) Selon la page 43 et l’annexe 7.2(i)a), le processus d’élaboration des règlements de la CCSN comprend des consultations exhaustives auprès des parties intéressées, autant à l’interne qu’à l’externe. Comment distingue-t-on les rôles des parties intéressées à l’interne de ceux des parties intéressées à l’externe au cours de l’étape de la rédaction?

(2) Est-ce qu’une fréquence a été fixée pour l’examen des normes et des documents existants au cours du processus d’élaboration des règlements?

Lorsqu’il s’agit d’analyser tout instrument de réglementation au sein du cadre de la CCSN, un groupe de travail composé de spécialistes techniques et d’analystes de politique étudie l’objet et tient compte de toutes les normes (pas seulement celles élaborées par le Groupe CSA et l’AIEA) pour fournir des orientations réglementaires et des pratiques exemplaires en vue d’assurer l’exploitation sûre et sécuritaire de toutes les activités autorisées. Les recommandations formulées par ce groupe de travail sont prises en considération par la direction de la CCSN lorsque vient le temps de décider si une norme doit être incluse dans le cadre.

Les communautés réglementées se voient offrir l’occasion de formuler des commentaires sur l’inclusion de normes dans le cadre, et ce, au cours des phases de l’analyse et de l’élaboration des REGDOC et des règlements de la CCSN. Cette consultation se fait par des ateliers, des documents de travail, des invitations à présenter des commentaires sur des projets de documents et par d’autres activités de relations externes.

À la page 54 de votre rapport national, on peut lire que des examens de la conception de fournisseurs (ECF) préalables à l’autorisation sont effectués à l’égard des conceptions de réacteurs afin de déterminer et de résoudre, tôt dans le processus, les problèmes techniques et réglementaires possibles dans le processus de conception.

(1) Veuillez décrire 2 cas où des problèmes ont été relevés au cours du processus d’ECF ainsi que la manière dont ils ont été réglés.

(2) Comment effectuez-vous les ECF vu les normes d’autorisation actuelles qui rendraient difficile la réalisation d’examens préalables à l’autorisation?

(3) Comment gérez-vous l’écart entre les normes techniques à l’étape de l’ECF et les normes techniques actuelles qui sont appliquées au processus d’autorisation?

(4) Concernant la procédure liée aux permis, la période applicable et le processus d’examen, quelles sont les différences entre les ECF préalables à l’autorisation et les processus actuels relatifs aux permis de construction/exploitation?

(5) À la suite d’un ECF préalable à l’autorisation, quels sont les effets prospectifs de l’ECF? Par exemple, quelle est l’incidence de l’ECF sur un futur processus lié à un permis d’exploitation? Autrement dit, si un ECF est effectué, est-ce que le domaine applicable sera exclu de l’examen associé au processus d’autorisation afférent au permis d’exploitation?

(1) En raison de la nature confidentielle des renseignements exclusifs étudiés dans le cadre de l’ECF, la CCSN ne peut divulguer ni les problèmes techniques relevés ni les solutions qui ont été apportées à des conceptions en particulier; cela dit, la CCSN peut donner des renseignements d’ordre général à ce sujet.

a. Conception du système d’arrêt d’urgence (SAU) : Une conception de SAU qui est acceptable dans le pays d’accueil d’un fournisseur n’est pas nécessairement acceptable à l’intérieur du cadre de réglementation de la CCSN. Mentionnons à titre d’exemple les conceptions pour lesquelles les divers systèmes d’arrêt d’urgence prévoient l’emploi de 2 systèmes de déclenchement différents utilisant les mêmes barres. Dans pareilles situations, suivant l’examen effectué par la CCSN au cours de l’ECF, les fournisseurs ont ajouté un SAU indépendant et distinct ou se sont engagés à fournir d’autres éléments justificatifs pour démontrer que le niveau de sûreté est égal, ou supérieur, aux exigences canadiennes.

b. Classification des événements : Pour relever les accidents de dimensionnement (AD), certains fournisseurs ont utilisé un système de classification des événements qui ne cadrait pas avec les exigences de la CCSN (par exemple, les seuils de fréquence appliqués différaient de ceux utilisés au Canada). Dans le cadre du processus d’ECF, le fournisseur s’est engagé à revoir le système de classification de sorte qu’il concorde avec les exigences de la CCSN.

(2) Le cadre de réglementation de la CCSN est rigoureux et souple, et il permet la réalisation de l’examen d’un réacteur avancé ou d’un PRM préalablement à l’autorisation. Au sein de ce cadre, la CCSN autorise l’application d’approches de rechange qui ont été éprouvées par les fournisseurs dans le contexte de la soumission d’une conception nouvelle en son genre. La CCSN étudie les documents en fonction des orientations existantes et des recherches disponibles, tout en exerçant un jugement technique. Des processus et des comités internes chargés d’étudier les nouvelles approches de rechange ont été créés afin d’assurer une perspective systématique à l’échelle de l’organisation.

(3) Un demandeur de permis doit veiller à ce que sa conception réponde aux exigences réglementaires les plus récentes au moment de l’autorisation. Il incombe au promoteur de demeurer au fait de la manière dont les modifications des normes influent sur sa conception. Une date de « gel des changements » est appliquée aux normes une fois que le processus d’autorisation est entamé afin d’éviter que les attentes changent au cours d’un examen.

(4) Le processus d’ECF est décrit dans le REGDOC-3.5.4 de la CCSN, alors que les processus d’autorisation sont régis par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et ses règlements d’application et sont décrits dans les REGDOC 1.1.1, 1.1.2 et 1.1.3 pour les permis de préparation de l’emplacement, les permis de construction et les permis d’exploitation, respectivement. Pour ces 2 séries de processus, le demandeur soumet des renseignements selon un délai convenu, puis le personnel de la CCSN effectue l’examen et organise une série de discussions. Une différence importante par rapport au processus d’autorisation réside dans le fait qu’aucune décision en matière de permis n’est rendue à l’issue d’un ECF et qu’aucun processus d’audience publique n’est engagé, ce qui est une exigence du processus d’autorisation. Les examens de demande de permis sont d’une plus grande portée et couvrent tous les DSR de la CCSN, tandis que l’ECF est axé uniquement sur 19 domaines d’intérêt. Les échéanciers diffèrent en conséquence; de fait, un ECF s’étend sur une période de 1 à 3 ans selon la phase de l’examen, alors que l’examen d’une demande de permis peut prendre plusieurs années en fonction du type de permis demandé.

(5) L’examen ne permet pas d’homologuer la conception d’un réacteur et de délivrer un permis en vertu de la LSRN. Il n’est pas exigé dans le processus d’autorisation d’une nouvelle installation nucléaire. Les conclusions des ECF ne lient pas et n’influencent pas la Commission dans ses décisions, et celle-ci demeure l’autorité compétente pour délivrer des permis aux installations dotées de réacteurs nucléaires. La réalisation d’un ECF aide le fournisseur à cerner les points à améliorer pour favoriser le bon déroulement de l’examen de la demande de permis. Durant le processus d’autorisation, la CCSN pourra tenir compte des résultats d’un ECF antérieur pour orienter sa position et accélérer l’examen d’un domaine donné, si les renseignements en question sont encore pertinents.

L’élaboration d’exigences réglementaires au Canada suppose de vastes consultations. Dans le cas d’exigences normatives, il faut tenir d’importantes consultations afin de confirmer que les détails sont appropriés et permettent d’obtenir l’effet voulu. Toutefois, lorsqu’il s’agit d’exigences axées sur le rendement, ou d’exigences qui ne sont pas normatives, qui peuvent seulement énoncer l’effet voulu, il est généralement nécessaire de tenir des consultations de même ordre; les parties touchées doivent quand même tenir compte de la manière dont l’éventail d’options détaillées disponibles peut permettre d’atteindre le niveau de rendement requis, lequel peut être décrit en termes assez généraux. Ainsi, l’élaboration d’exigences axées sur le rendement n’est pas forcément plus facile ou difficile que l’élaboration d’exigences normatives. Dans un cas comme dans l’autre, une fois qu’elles sont en place, ces exigences requièrent que la CCSN vérifie la conformité des demandeurs et des titulaires de permis en examinant les détails. Du point de vue des demandeurs et des titulaires de permis, les exigences axées sur le rendement offrent une plus grande souplesse, mais également moins de certitude à la question de savoir si la conformité des mesures détaillées qu’ils proposent à la norme de rendement sera confirmée par la CCSN.

Au Canada, les approches appliquées pour élaborer, respecter et confirmer les exigences axées sur le rendement ont évolué graduellement. La CCSN, les demandeurs et les titulaires de permis se sont adaptés et ont affiné leurs pratiques au fil du temps. Parallèlement à cela, des exigences détaillées ou normatives ont été mises en place lorsque la situation l’exigeait. Le résultat en est le bilan solide et de longue date en matière de sûreté qui est décrit dans le rapport.

« Si la mesure concerne une modification du permis ou sa suspension ou révocation, le titulaire de permis reçoit normalement un préavis et peut demander à être entendu par la Commission. »

Dans les cas où un permis est révoqué, est-ce que la CCSN a mis en place des mesures pour attribuer des responsabilités et s’assurer de l’exploitation sûre des installations?

Avant qu’un permis soit révoqué, la CCSN doit fournir au titulaire du permis une possibilité raisonnable d’être entendu. Au cours de ce processus, la CCSN pourra déterminer si des mesures sont en place pour assurer le maintien de l’exploitation de façon sûre. Dans le cas d’une révocation de permis, le décideur sera probablement la Commission elle-même (plutôt qu’un fonctionnaire désigné) puisque seule la Commission peut révoquer un permis de sa propre initiative. En outre, le personnel de la CCSN fournira au décideur son évaluation des répercussions de la révocation du permis (ou de la non-révocation du permis) sur le plan de la sûreté, de la sécurité et de l’environnement. Si, dans le contexte d’une révocation de permis, le titulaire de permis décide de ne pas se prévaloir de la possibilité d’être entendu, le personnel de la CCSN fera tout de même part de son évaluation au décideur. Dans son mémoire, le personnel de la CCSN soumettra également ses recommandations au décideur.

Au besoin, le personnel de la CCSN peut prendre des mesures réglementaires pour assurer le maintien de l’exploitation de l’installation de façon sûre. Les inspecteurs et les fonctionnaires désignés de la CCSN sont autorisés, en vertu de la LSRN, à ordonner à un titulaire de permis de prendre toute mesure nécessaire pour protéger l’environnement, la santé, la sûreté et la sécurité. Un inspecteur ou un fonctionnaire désigné peut également ordonner à toute personne (c’est-à-dire une partie autre qu’un titulaire de permis) de prendre certaines mesures qu’il juge nécessaires à des fins déterminées, par exemple décontaminer un lieu ou un véhicule, entreposer une substance nucléaire afin d’éviter qu’un risque déraisonnable se concrétise, ou placer une installation nucléaire dans un état sûr. Toute personne ayant reçu pareil ordre serait tenue par la loi de s’y conformer, jusqu’à ce qu’elle puisse être entendue avant que l’ordre soit confirmé, modifié, révoqué ou remplacé. Dans ce contexte, cette personne aurait à s’acquitter de tous les coûts nécessaires pour assurer la conformité; elle aura toutefois la possibilité de recouvrer ces coûts auprès d’autres parties (par exemple, un ancien titulaire de permis) en engageant une action au civil.

« Chaque site de centrale nucléaire doté d’un permis d’exploitation a un manuel des conditions de permis (MCP) connexe dont le contenu relève de la responsabilité du personnel de la CCSN. Une proposition de MCP est présentée à toute audience portant sur la délivrance d’un permis devant la Commission afin que celle-ci puisse l’examiner. Les MCP sont structurés selon les conditions de permis et donc selon les DSR de la CCSN. Outil d’information à l’intention des titulaires de permis et du personnel de la CCSN, le MCP rassemble en un seul document l’ensemble des renseignements, explications, attentes et processus connexes servant à définir et à interpréter les conditions de permis et à en effectuer le contrôle. Le MCP est lu en même temps que le permis. Le MCP fait un lien entre chaque condition du permis et les critères de vérification de la conformité (CVC) que le personnel de la CCSN utilise pour confirmer la conformité du titulaire de permis aux conditions du permis. »

Est-ce que les MCP sont mis à jour sur une base régulière afin qu’ils reflètent les changements apportés (par exemple, modifications aux conditions de permis, changements dans les attentes de la CCSN ou dans sa compréhension d’un problème)? Comment la CCSN s’assure-t-elle que la mise à jour d’un MCP est communiquée au titulaire de permis?

Est-ce que les CVC peuvent être consultés par les titulaires de permis?

Les MCP ne sont pas mis à jour selon un échéancier spécifique, mais peuvent être actualisés à tout moment suivant les besoins. Habituellement, un MCP n’est pas mis à jour plus d’une fois tous les 6 à 10 mois. Dans la plupart des cas, une mise à jour comprendra diverses révisions qui ont fait l’objet d’un suivi pendant cette période. Une révision peut consister en des modifications aux attentes, notamment l’ajout d’exigences dans les CVC (par exemple, l’application de nouveaux documents d’application de la réglementation et de nouvelles normes) ou de nouveaux documents d’orientation. Une révision peut aussi refléter les modifications apportées à un règlement ou aux documents du fondement d’autorisation ou ajouter des renseignements liés à la compréhension d’un problème en particulier. Par ailleurs, une condition de permis peut uniquement être modifiée par la Commission au moyen d’une modification de permis; dans pareil cas, le MCP serait adapté dans le sens de la modification apportée à la condition de permis.

Lorsqu’un MCP est révisé, une ébauche est habituellement fournie au titulaire de permis afin que celui-ci ait l’occasion de signaler tout problème potentiel à la CCSN. Les titulaires de permis n’ont aucun contrôle à l’égard de la révision du MCP en soi, mais la communication d’une ébauche aide à s’assurer que la révision n’entraînera pas d’erreurs, de surprises (qui pourraient placer, par inadvertance, un titulaire de permis dans une situation de non-conformité) ou de conséquences imprévues.

Les CVC peuvent être consultés par les titulaires de permis, étant donné que la CCSN donne au titulaire de permis une copie du MCP et de toute révision de celui-ci. Ajoutons qu’un titulaire de permis, ou tout membre du public, peut demander une copie du MCP en tout temps.

« Le renouvellement de permis est un mécanisme visant à mettre en œuvre les nouvelles exigences énoncées dans les REGDOC de la CCSN ou normes récemment publiés, ce qui contribue à l’amélioration continue de la sûreté des centrales nucléaires. »

Pourriez-vous donner plus de détails sur les méthodes qui sont employées pour ajouter des exigences aux conditions de permis? Autrement dit, dans quelle situation la CCSN décide-t-elle de modifier les conditions de permis afin d’ajouter des exigences, par exemple celles énoncées dans les REGDOC, et dans quelle situation la CCSN décide-t-elle d’attendre qu’un nouveau permis soit délivré pour mettre en place de nouvelles exigences? Est-ce que la CCSN pourrait en dire plus sur ce qui est, d’après son expérience, la meilleure approche pour mettre en place de nouvelles exigences?

La réponse à la question n^o 32618 explique comment on recommande ou demande aux titulaires de permis d’appliquer des normes révisées ou récemment publiées de la CSA; cette description s’appliquerait aux REGDOC de la CCSN. D’après l’expérience du Canada, la pratique qui consiste à demander des plans de mise en œuvre pour les nouveaux REGDOC ou les nouvelles normes, lorsque la situation le justifie, est efficace pour améliorer rapidement et convenablement les mesures de sûreté et de réglementation des titulaires de permis compte tenu des coûts, d’autres changements, etc. L’amélioration continue est un principe fondamental tant pour les titulaires de permis que pour la CCSN.

Le renouvellement de permis demeure un mécanisme efficace pour impulser la mise en œuvre de nouveaux REGDOC ou de nouvelles normes qui n’ont pas été mis en œuvre par le titulaire de permis au cours de la période d’autorisation. Rares sont les cas où un permis est modifié en cours de période d’autorisation pour tenir compte de la mise en œuvre d’un nouveau REGDOC ou d’une nouvelle norme. Les conditions de permis elles-mêmes sont relativement brèves et de nature générale et, habituellement, ne font pas référence à un REGDOC ou à une norme en particulier (par exemple, une condition de permis dispose simplement qu’un titulaire de permis doit mettre en œuvre et tenir à jour un programme d’analyse de la sûreté). Lorsqu’une modification est apportée à un permis, elle vise habituellement à modifier un aspect spécifique d’une condition de permis (par exemple, afin de tenir compte d’un changement dans les activités autorisées).

« Les titulaires de permis de centrale nucléaire en exploitation procèdent également à des bilans périodiques de la sûreté (BPS), qui tiennent compte aussi de la mise en œuvre de nouvelles exigences associées aux normes, pratiques et codes modernes. »

« Au cours de la période de référence précédente, le personnel de la CCSN a commencé à recommander des permis d’exploitation de centrale nucléaire d’une durée de 10 ans, avec un BPS réalisé tous les 10 ans pour coïncider avec le renouvellement du permis. En 2017, la CCSN a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I afin d’exiger que toutes les centrales nucléaires réalisent un BPS à des intervalles précisés dans leur permis. » 

Est-ce que la CCSN pourrait préciser à quelle fréquence les BPS sont, ou seront, réalisés? Sur quoi la CCSN se fonde-t-elle pour décider de la période à imposer dans les conditions de permis?

Le BPS suppose, entre autres, la détermination des codes, normes et pratiques modernes applicables en fonction desquels une centrale nucléaire est évaluée. Aussi comporte-t-il un examen de 15 facteurs de sûreté (les 14 facteurs de sûreté établis dans le document SSG-25 de l’AIEA, ainsi que la radioprotection). Le PIMO qui découle de l’évaluation fera état d’améliorations possibles en matière de sûreté à apporter au fil du temps – ces améliorations rendront l’activité autorisée plus conforme aux exigences modernes, mais ne comprendront pas nécessairement la pleine mise en œuvre de toutes les exigences énoncées dans un nouveau REGDOC ou une nouvelle norme. Qui plus est, la liste des facteurs de sûreté du BPS ne couvre pas certains des DSR de la CCSN, par exemple la sécurité nucléaire. Ainsi, il faut un outil autre que le BPS pour traiter de la mise en œuvre d’exigences modernes en matière de sécurité.

La pleine mise en œuvre des nouveaux REGDOC et des nouvelles normes se rapporte au processus d’autorisation. Par exemple, dans le cas d’un renouvellement de permis, on établit les REGDOC et les normes dont le demandeur devra traiter dans sa demande. La Commission accepte de fait les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande, y compris tout plan proposé pour la mise en œuvre des nouveaux REGDOC et des nouvelles normes, lorsqu’elle renouvelle le permis. Tous les REGDOC et les normes déjà appliqués, et tous les plans visant à en appliquer de nouveaux, s’inscrivent dans le fondement d’autorisation pour le permis en question.

En général, la liste de REGDOC et de normes qui forment le fondement d’autorisation (y compris ceux qui seront mis en œuvre au cours de la période d’autorisation) n’est pas identique à la liste des REGDOC et des normes pris en considération dans le BPS. Par exemple, le BPS peut prendre en compte un REGDOC qui concerne principalement les nouvelles centrales nucléaires et qui ne pourra jamais être pleinement mis en œuvre dans une centrale nucléaire existante. Autre exemple : il se peut qu’un titulaire de permis ne puisse pas encore déterminer le moment où un nouveau REGDOC pourra être pleinement appliqué, mais qu’il puisse toutefois, dans le contexte d’un BPS, relever, et possiblement corriger, des lacunes dans les nouvelles exigences énoncées dans le nouveau REGDOC. De surcroît, comme les listes de REGDOC et de normes à prendre en compte aux fins d’un BPS ou d’une demande de renouvellement de permis ne sont pas dressées en même temps, rien ne garantit que les plus récentes publications figureront dans l’une ou dans l’autre, ou les deux.

Néanmoins, une fois le BPS effectué et le permis délivré, la CCSN peut encore demander aux titulaires de permis d’appliquer de nouveaux REGDOC et de nouvelles normes au cours de la période d’autorisation (et elle se prévaut de cette option au besoin). Les détails relatifs à la mise en œuvre (par exemple, la date de la pleine mise en œuvre) qui ont été fournis dans la demande de permis, et pendant la période d’autorisation subséquente, sont transposés dans le MCP sous forme de CVC.

Cette réponse est fournie dans le contexte de la question, laquelle porte sur la mise en œuvre de nouveaux REGDOC et de nouvelles normes. Habituellement, le MCP consigne, sous forme de CVC, les plans généraux qu’un titulaire de permis a fournis en vue de la mise en œuvre d’un nouveau REGDOC ou d’une nouvelle norme. Au minimum, ces plans font état d’une date à laquelle, selon le titulaire du permis, la pleine mise en œuvre sera achevée. Ils peuvent aussi comprendre des dates intermédiaires (principaux jalons) ou les grands changements prévus aux mesures de sûreté et de réglementation clés du titulaire de permis. Le personnel de la CCSN peut vérifier ces éléments, mais, en règle générale, une inspection reposant sur les nouvelles exigences est effectuée uniquement après la date déclarée de mise en œuvre.

Il y a non-conformité si le titulaire de permis ne met pas en œuvre les nouvelles exigences avant la date indiquée. De même, il y a non-conformité si l’on constate qu’une ou plusieurs des nouvelles exigences n’ont pas été remplies, par exemple à l’issue d’une inspection menée après que le titulaire de permis a eu déclaré que la mise en œuvre a été achevée.

Comme il est souligné au paragraphe 7.2(iv), la SAP fait partie des mesures d’application de la loi qui peuvent être utilisées en cas de non-conformité, selon la gravité de la situation. Le montant de la SAP est tributaire des facteurs suivants :

a) les antécédents de la personne qui a commis la violation

b) le degré d’intention ou de négligence de cette personne

c) les dommages résultant ou pouvant résulter de la violation

d) l’existence d’avantages économiques ou concurrentiels pour cette personne, découlant de la violation

e) les efforts que la personne a pu déployer pour atténuer ou neutraliser les effets de la violation

f) le degré de collaboration dont la personne a pu faire preuve à l’endroit de la Commission

g) le fait que la personne a informé la Commission à propos de la violation

Dans le cas des centrales nucléaires existantes, il est rare qu’un nouveau REGDOC ou une nouvelle norme vise la correction d’une lacune importante. La plupart du temps, il s’agit simplement d’améliorations aux pratiques en vigueur. Il est très rare qu’une SAP soit imposée au titulaire de permis d’une centrale nucléaire, et il est fort probable que ce ne soit pas cette option qui serait privilégiée pour régler le type de situation visé par cette question. Dans un cas de manquement, total ou partiel, à l’obligation de mettre en œuvre un nouveau REGDOC ou une nouvelle norme, il est plus probable que l’option retenue consiste à discuter avec le titulaire de permis afin de déterminer la préoccupation immédiate en matière de sûreté, s’il y a lieu, et la portée de toute mesure compensatoire prévue jusqu’à la rectification de la situation. Enfin, il se peut que d’autres mesures d’application de la loi énoncées au paragraphe 7.2(iv), telles que des avis écrits ou un renforcement de la surveillance réglementaire, s’avèrent plus indiquées pour régler pareilles situations.

Le plan de vérification de la conformité de base pour les centrales nucléaires est fondé sur l’établissement d’une série d’activités minimales de vérification de la conformité permettant d’assurer un niveau suffisant d’échantillonnage pour l’ensemble des DSR sur une période de 5 ans définie pour une centrale nucléaire en exploitation dotée d’un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance normalisé. Les activités de vérification de la conformité de base ne se limitent pas aux inspections, car le personnel de la CCSN dispose d’autres moyens de vérifier la conformité, notamment le signalement d’événement, des rapports périodiques et des évaluations de la conformité. En vue d’assurer un niveau suffisant d’échantillonnage, tous les DSR et leurs sous-domaines sont assortis d’au moins une activité de base prévue qui est réalisée annuellement et dont les résultats sont rapportés à la Commission et au public.

Qui plus est, le personnel de la CCSN a employé une approche tenant compte du risque pour évaluer le risque relatif pondéré de chaque DSR. Les DSR se sont vu attribuer un plus grand nombre d’activités de vérification de la conformité suivant leur risque relatif afin de fournir un niveau accru de surveillance permettant d’assurer la confiance dans le maintien du rendement des titulaires de permis au chapitre de la sûreté. Par exemple, dans le cas du DSR « Système de gestion », environ 4 activités de vérification de la conformité de base sont prévues, alors que dans le cas du DSR « Emballage et transport », 1 seule activité est prévue par année. Indépendamment du nombre d’activités prévues, le personnel de la CCSN planifie également des activités de vérification de la conformité supplémentaires ou réactives, suivant les besoins, pour faire face à de nouvelles tendances ou à des circonstances ou événements.

Le cadre de réglementation de la CCSN est rigoureux et souple et bien adapté à l’examen d’un réacteur avancé ou d’un PRM préalablement à l’autorisation. Au sein de ce cadre, la CCSN autorise l’application de méthodes de rechange qui ont été éprouvées par les fournisseurs dans le contexte de la soumission d’une conception première en son genre. La CCSN étudie les documents soumis en fonction des orientations existantes et des recherches disponibles, tout en exerçant un jugement technique. Des processus et des comités internes chargés d’étudier les nouvelles méthodes de rechange ont été créés afin d’assurer une perspective systématique à l’échelle de l’organisation.

Dans le cadre de son processus d’amélioration continue, la CCSN se penche sur d’autres améliorations pouvant être apportées à son cadre de réglementation afin de veiller à ce que les nouvelles technologies soient dûment réglementées. Par exemple, la réglementation en matière de sécurité est mise à jour afin que l’on puisse mieux faire face aux défis liés aux PRM.

Le rapport mentionne que la CCSN dispose d’un plan du cadre de réglementation à long terme qui couvre la période allant de 2019 à 2024 et décrit les règlements et les documents d’application de la réglementation que la CCSN élaborera ou modifiera durant cette période.

Ce plan est-il révisé et mis à jour annuellement et fait-il état des personnes responsables, des ressources, de la supervision qui sera effectuée, etc.?

La CCSN suit la Directive du Cabinet sur la réglementation ainsi que les directives du Conseil du Trésor sur la transparence et la responsabilisation en matière de réglementation qui y sont associées. En tant qu’organisme de réglementation au Canada, la CCSN est tenue de publier sur son site Web externe son plan prospectif de la réglementation et de mettre à jour son examen de l’inventaire des règlements avant le 1^er avril de chaque année. Cette pratique permet de signaler à l’avance les prochaines modifications réglementaires sur une période de 24 mois, de même que les projets de réglementation à long terme.

Ces mises à jour reposent sur le plan du cadre de réglementation quinquennal de la CCSN. Le plan de réglementation est révisé et approuvé annuellement et publié à l’interne. Le plan interne renferme plus de renseignements qui sont utilisés à des fins de planification, d’affectation des ressources et d’établissement des coûts. Les détails des projets, comme les personnes responsables et les équipes de gestion, sont établis dans les plans de projet individuels.

Les approches et méthodes employées par le personnel de la CCSN pour effectuer la vérification de la conformité dans le cadre du Programme de réglementation des centrales nucléaires n’ont pas fait l’objet de modifications importantes en raison de la pandémie, mis à part l’utilisation accrue de techniques hybrides et à distance. Dans la majeure partie des cas, ces techniques ont été établies avant la pandémie et étaient utilisées occasionnellement, principalement pour la tenue de rencontres préalables à une inspection, d’examens documentaires et de réunions de clôture lorsque celles-ci suivaient la semaine passée sur un site et, parfois, lorsque des spécialistes ne pouvaient pas se déplacer. Lors de la période de 6 semaines au printemps 2020 pendant laquelle les inspecteurs de site ne se rendaient pas physiquement sur les sites en raison des nouvelles préoccupations liées à la pandémie, les techniques d’inspection à distance ont été utilisées plus souvent et à plus grande échelle. De plus, des logiciels de vidéoconférence ont été adoptés afin de rehausser l’accessibilité et la convivialité des réunions virtuelles. Des techniques telles que l’enregistrement ou la transmission de la captation vidéo d’activités comme les exercices d’incendie ont été utilisées pendant la période où les inspecteurs de site étaient de retour sur les sites, mais que les déplacements de spécialistes de l’administration centrale demeuraient limités. En raison de la pandémie, un petit nombre d’inspections ont été effectuées entièrement à distance, mais une approche hybride a été jugée préférable à ce type d’inspections.

Si ces approches ou méthodes ne sont pas nouvelles, les succès qu’elles ont connus pour ce qui est de la réalisation à distance de certaines parties des inspections, telles que la préparation préliminaire, les examens documentaires et les réunions administratives (par exemple, les réunions initiales et de clôture), ont entraîné une augmentation de leur utilisation. Cela dit, il a été déterminé que la présence d’inspecteurs de site et de spécialistes était très profitable au cours d’activités d’inspection comme la vérification de l’état de l’équipement sur le terrain, les inspections de la salle de commande, l’observation des activités, les exercices d’urgence et certaines réunions. Ainsi, une approche hybride en matière d’inspection continuera d’être utilisée afin d’améliorer l’efficacité de la collecte de renseignements sur les sites.

La CCSN s’attend à recevoir des demandes de permis pour les PRM sur le site de Darlington et aux Laboratoires de Chalk River. L’un des piliers de la CCSN pour assurer l’état de préparation à la réglementation des PRM est « un effectif compétent, doté d’une capacité et d’une expertise technique suffisantes […] »

(1) Veuillez décrire les difficultés que la CCSN a rencontrées (s’il en est) au chapitre du recrutement et du maintien en poste d’effectifs possédant l’expertise technique requise pour évaluer les PRM/nouvelles technologies dans le contexte d’une demande de permis.

La CCSN a créé et mis en œuvre une stratégie intégrée d’affectation des ressources en matière de PRM afin de créer un bassin de candidats qualifiés de niveaux subalterne et intermédiaire auquel les gestionnaires d’embauche pourront recourir, et elle a tiré parti des talents internes. L’avis de postes à pourvoir a suscité plus de 500 candidatures pour des postes intermédiaires. Les compétences variaient grandement d’un candidat à l’autre; certains possédaient une vaste expérience dans le domaine nucléaire, alors que d’autres étaient de récents diplômés qui n’avaient aucune expérience en matière nucléaire, mais qui s’intéressaient à la réglementation des technologies novatrices. La CCSN a mis sur pied un processus simplifié pour évaluer les candidats.

Des difficultés ont été rencontrées lorsqu’il s’est agi de pourvoir à l’externe des postes principaux exigeant une vaste expérience. Cela dit, la CCSN est considérée comme un employeur de choix (par exemple, en raison de sa politique accordant la priorité au milieu de travail hybride qui offre de la souplesse aux candidats). Le taux de maintien en poste d’effectifs qualifiés au sein de la CCSN est excellent. Il arrive couramment que des membres du personnel de la Direction générale de la réglementation des opérations et de la Direction générale du soutien technique soient embauchés à l’externe au niveau subalterne ou intermédiaire, puis qu’ils gravissent les échelons et demeurent à la CCSN jusqu’à leur retraite. Souvent, les membres de ces secteurs reportent leur départ à la retraite. En moyenne, ils demeurent en poste 5 ans et demi au-delà du moment où ils deviennent admissibles à la retraite.

On peut lire dans le neuvième rapport national du Canada qu’« [a]u cours de la période de référence, les entreprises du secteur nucléaire, la CCSN et le Groupe CSA ont continué de travailler de pair afin d’améliorer le programme des normes nucléaires au Canada » et que le Groupe CSA a révisé les normes CSA N289.3:F20 (année de publication : 2020), CSA N289.2:F21 (année de publication : 2021) et CSA N289.4:F22 (année de publication : 2022).

Compte tenu de « la grande incertitude entourant le danger sismique », comme l’explique le sixième rapport national du Canada (page 334), la révision de ces normes montre que le Canada a déployé des efforts considérables pour améliorer les normes sismiques afin d’assurer la sûreté des centrales nucléaires.

Pourriez-vous donner plus de détails sur les activités de collaboration qui ont été menées pour améliorer les normes du Groupe CSA en matière de qualification sismique?

Est-ce que le Groupe CSA applique une politique prévoyant la révision des normes sismiques sur une base régulière en fonction des dernières recherches ou des nouvelles connaissances?

C’est au Groupe CSA qu’il incombe d’assurer l’élaboration et l’amélioration des normes nucléaires de la CSA. Le processus d’élaboration des normes de la CSA repose sur le consensus. Le personnel de la CCSN participe activement aux comités responsables des normes sismiques. De plus amples renseignements sur le processus d’élaboration des normes se trouvent sur le site Web du Groupe CSA (https://www.csagroup.org/fr/).

Le Groupe CSA exige que les normes soient examinées tous les 5 ans et qu’elles soient confirmées (si rien ne commande l’apport de modifications à la norme) ou révisées en vue de l’apport de modifications par un processus structuré et traçable, régi par le système de gestion de la CSA. Des modifications peuvent être apportées à une norme sur la base de nouvelles recherches et connaissances avérées.

Le rapport mentionne que les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui tiennent compte des leçons tirées de l’accident à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, ont été publiées et sont entrées en vigueur en octobre 2017.

Il se pourrait que ces modifications soient fondées sur l’évaluation effectuée par le Groupe de travail de la CCSN sur Fukushima et sur le document L’accident de Fukushima Daiichi : Rapport du directeur général (le Rapport du DG de l’AIEA), ainsi que l’expliquent le sixième rapport national du Canada, de la page 72 à 75, et le septième rapport national du Canada, de la page 68 à 70, respectivement.

(1) Comme le Rapport du DG de l’AIEA fait référence aux rapports provisoire et final du Comité d’enquête constitué par le Cabinet (gouvernement japonais) et au rapport de la Commission d’enquête indépendante établie par la Diète du Japon, pourriez-vous nous faire part de l’avis de la CCSN concernant les rapports susmentionnés?

(2) Ces rapports ont-ils apporté au Canada un point de vue utile au chapitre de la sûreté sismique des centrales nucléaires?

En général, un titulaire de permis est tenu de se conformer à son fondement d’autorisation, lequel englobe les lois et règlements actuellement applicables, le permis qui lui a été délivré et les mesures de sûreté et de réglementation qu’il a décrites dans sa demande de permis. Un titulaire de permis n’est pas automatiquement tenu d’appliquer les normes les plus récentes de la CSA, y compris les dernières révisions. Cette exigence se limite aux normes de la CSA qui sont mentionnées dans le permis et à celles citées dans la demande de permis et dans les documents qui l’accompagnent. La Commission peut recommander qu’un titulaire de permis mette en œuvre une norme récemment publiée ou révisée de la CSA, et le personnel de la CCSN peut également demander des plans de mise en œuvre. À l’inverse, un titulaire de permis peut lui-même demander à la CCSN d’avaliser la mise en œuvre d’une norme nouvelle ou d’une norme révisée, par exemple si cette dernière offre des précisions supplémentaires ou des méthodes de rechange. Veuillez voir la question n^o 29132 qui donne un exemple de REGDOC de la CCSN qui est externe au fondement d’autorisation des centrales nucléaires CANDU existantes – dans le cas d’un tel document, les titulaires de permis le prennent en compte au cours du bilan périodique de la sûreté (BPS), ce qui permet de déterminer la mesure dans laquelle il peut être appliqué dans la pratique (c’est-à-dire en tout ou en partie).

Veuillez voir la réponse à la question n^o 32472 pour obtenir une analyse additionnelle.

Le REGDOC-2.11.2, Déclassement de la CCSN énonce les exigences et l’orientation relatives à toutes les étapes du déclassement, allant de la planification à l’achèvement. À ce document s’ajoutent les exigences et l’orientation énoncées dans la norme CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires.

Le REGDOC-2.11.2 indique que le titulaire de permis doit informer la CCSN par écrit avant d’arrêter l’exploitation d’une installation, d’un emplacement ou d’un site de façon définitive ou avant de cesser de gérer, de posséder, d’utiliser ou d’entreposer des substances nucléaires. Pour les installations nucléaires assujetties à un permis de catégorie I ou de mines et usines de concentration d’uranium, le titulaire de permis doit soumettre les documents suivants au personnel de la CCSN pour acceptation afin d’être autorisé à passer de l’exploitation au déclassement :

• un plan d’arrêt permanent, qui comprend les étapes à suivre pour faire passer l’installation de l’exploitation à l’état d’arrêt permanent
• un plan des activités de stabilisation, qui comprend les étapes à suivre pour faire passer l’installation de l’état d’arrêt permanent à l’état stable aux fins de déclassement
• un plan détaillé de déclassement

Les phases typiques de déclassement sont la planification du déclassement, la préparation du déclassement, l’exécution du déclassement et l’achèvement du déclassement.

La planification du déclassement s’effectue en vertu d’un permis d’exploitation. L’exécution et l’achèvement du déclassement s’opèrent en vertu d’un permis de déclassement. Quant à la préparation du déclassement, elle s’effectue généralement en vertu d’un permis d’exploitation; toutefois, certaines activités de préparation, comme les activités de stabilisation, peuvent être réalisées en vertu d’un permis de déclassement. Les activités de stabilisation servent à faire passer l’installation de l’état d’arrêt permanent à l’état stable aux fins de déclassement. Selon le permis propre au site, les activités de stabilisation peuvent être réalisées en vertu d’un permis d’exploitation ou de déclassement. Les activités de stabilisation des installations dotées de réacteurs peuvent comprendre les suivantes : le déchargement du combustible du réacteur, le drainage et le stockage de l’eau de refroidissement des principaux systèmes du réacteur, le drainage de l’eau des systèmes de refroidissement secondaires et auxiliaires, le nettoyage et la décontamination, le maintien du refroidissement des piscines de stockage du combustible usé, le transfert du combustible usé vers l’aire de stockage à sec, la modification des programmes et des conditions d’exploitation afin qu’ils correspondent à l’état de l’installation, la réalisation de relevés rigoureux et le maintien de la surveillance régulière de l’installation.

« REGDOC‑1.1.4, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de déclassement des installations dotées de réacteurs – Pas encore rédigé »

Veuillez préciser comment la CCSN applique les exigences de déclassement, sachant que le guide de réglementation n’a pas encore été rédigé? Quelle base juridique la CCSN utilise‑t‑elle pour appliquer ces exigences?

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI) fournit les exigences générales concernant une demande de permis (article 3) ainsi que les exigences spécifiques pour une demande de permis de déclassement (article 7). L’alinéa 3k) du RINCI exige l’inclusion du plan proposé pour le déclassement de l’installation nucléaire ou de l’emplacement.

Le document d’application de la réglementation REGDOC‑2.11.2, Déclassement, de la CCSN énonce les exigences et l’orientation relatives à toutes les phases du déclassement, allant de la planification à l’achèvement. Ce REGDOC est complété par les exigences et l’orientation énoncées dans la norme CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires.

« Dans le cas d’une nouvelle centrale nucléaire, les renseignements sur le plan de déclassement et sur les garanties financières connexes doivent être soumis au début du processus de délivrance de permis. En vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, le demandeur doit fournir des renseignements sur le plan prévu de déclassement de son installation ou site nucléaire. »

La CCSN a‑t‑elle des exigences relatives à la soumission de documents sur le déclassement pendant la phase d’autorisation? Si oui, pourriez‑vous nous indiquer la référence au document contenant ces exigences et préciser les critères utilisés pour évaluer les documents soumis?

Les critères de haut niveau concernant le déclassement se trouvent dans les documents d’application de la réglementation suivants de la CCSN :

• REGDOC‑1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2, section 4.11.2
• REGDOC‑1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une installation dotée de réacteurs, version 2, section 4.11.3
• REGDOC‑1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, version 1.2, section 4.11.5
• REGDOC‑2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada, version 2

Des renseignements plus détaillés sont fournis dans le REGDOC‑2.11.2, Déclassement et dans la norme du Groupe CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires. Des renseignements sur les garanties financières sont fournis dans le REGDOC‑3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées.

Le rapport indique : « Comme nous l’avons déjà mentionné, plusieurs des suggestions ne concernaient pas directement les centrales nucléaires. Toutefois, celles qui étaient pertinentes portaient sur des sujets tels que : • garantir un personnel qualifié et compétent pour réglementer les installations existantes ainsi que les technologies émergentes; • regrouper les politiques de sûreté en un seul document; • officialiser les échanges d’inspecteurs entre les sites; • assurer l’objectivité et l’indépendance des inspecteurs de site. La CCSN donnera suite à ces suggestions grâce à diverses initiatives et à l’officialisation des pratiques existantes. »

Où en sont l’examen des pratiques et l’officialisation par la CCSN des éléments permettant « d’assurer l’objectivité et l’indépendance des inspecteurs de site »?

La CCSN a examiné d’autres secteurs pour en tirer des leçons en matière d’harmonisation des processus réglementaires, notamment celui de l’aviation et celui du transport. La CCSN se tourne vers d’autres industries, par exemple en matière d’analyse comparative des processus, dans un contexte où les activités sur l’état de préparation à la réglementation se poursuivent au chapitre de l’harmonisation internationale et de l’évaluation des PRM dans un contexte de parc nucléaire. De plus, la CCSN participe à l’Initiative d’harmonisation et de normalisation nucléaire de l’AIEA, visant à améliorer l’efficacité des examens réglementaires et à explorer les possibilités d’harmoniser les approches d’autorisation et de réglementation des technologies de réacteurs avancés.

Pour l’industrie aéronautique en particulier, la CCSN a examiné les leçons sur le plan réglementaire tirées des accidents de Boeing 737 Max survenus en 2018 et 2019. Un groupe de travail a passé en revue les renseignements du processus d’homologation des aéronefs de la Federal Aviation Administration des États‑Unis afin de déterminer sa pertinence potentielle pour la surveillance réglementaire des centrales nucléaires existantes et nouvelles. Bien qu’il n’ait pas formulé de recommandations particulières liées à l’harmonisation internationale, ce groupe a notamment recommandé de mettre à jour les instructions de travail, les processus, et, dans certains cas, le cadre de réglementation pour les domaines comme les technologies avancées.

Le système de gestion du titulaire de permis doit disposer d’un processus de prévention, de détection et de contrôle des articles contrefaits, frauduleux et suspects (ACFS). Le processus relatif aux ACFS du titulaire de permis est examiné dans le cadre de l’examen par le personnel de la CCSN de la documentation du système de gestion du titulaire de permis. L’inspection par la CCSN de la chaîne d’approvisionnement du titulaire de permis comprend une vérification de la mise en œuvre efficace du processus relatif aux ACFS.

Le personnel de la CCSN participe aussi, à titre d’observateur, aux réunions du Comité sur les questions d’approvisionnement nucléaire et du Comité de vérification de l’approvisionnement dans le cadre desquels les ACFS touchant les installations nucléaires canadiennes sont évalués et discutés.

Le rapport national mentionne que la CCSN a un programme d’étudiants coop bien établi de 15 mois qui prévoit 3 rotations de 5 mois chacune.

Ce programme est‑il limité aux seuls étudiants du Canada ou les étudiants venus de l’étranger peuvent‑ils exprimer un intérêt à y participer et à en bénéficier? Comment les étudiants prennent‑ils connaissance de ce programme et comment est‑il communiqué aux universités?

Le gouverneur en conseil nomme les commissaires par décret, ce dernier précisant la durée de la nomination et le mandat. La rémunération des commissaires nommés à temps partiel est établie dans un décret distinct, ces décrets étant signés par le gouverneur général sur recommandation du Cabinet. Les nominations sont assujetties à un processus de sélection ouvert, transparent et fondé sur le mérite appuyé par le Bureau du Conseil privé.

Le paragraphe 10(5) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires prévoit que « Les commissaires permanents sont nommés à titre inamovible pour un mandat maximal de cinq ans […] » Le paragraphe 10(7) stipule que le mandat d’un commissaire peut être reconduit. La durée exacte du mandat d’un commissaire et sa reconduction ou non constituent une décision du gouverneur en conseil. Chaque nomination est distincte et la durée du mandat peut varier d’un commissaire à l’autre. La durée d’une nomination peut être fixe ou indéterminée. Lorsqu’il s’agit d’une durée fixe, la nomination expire à la date indiquée, à moins que la haute direction n’en décide autrement.

La durée d’une nomination pour les commissaires permanents temporaires est « à titre inamovible » et ne peut faire l’objet que d’une révocation motivée. Le mandat du président est « à titre amovible » et ne peut faire l’objet que d’une révocation satisfaisant aux exigences d’équité et de justice naturelle.

La LSRN stipule au paragraphe 11(1) : « Pendant leur mandat, les commissaires ne peuvent, même indirectement, exercer une activité, être titulaire d’un intérêt dans une entreprise ou accepter une charge ou un emploi incompatibles avec leurs fonctions. » Le paragraphe suivant précise : « Le commissaire qui se rend compte qu’il se trouve dans une situation de conflit d’intérêts au sens du paragraphe (1) dispose d’un délai de cent vingt jours pour mettre fin au conflit ou démissionner. » Les commissaires sont également assujettis à la Loi sur les conflits d’intérêts du Canada.

Les employés de la CCSN, comme tous les fonctionnaires fédéraux, sont également assujettis au Code de valeurs et d’éthique du secteur public. Ce dernier exige que tous les fonctionnaires prennent « toutes les mesures possibles pour prévenir et résoudre, dans l’intérêt public, tout conflit d’intérêts réel, apparent ou potentiel entre leurs responsabilités officielles et leurs activités personnelles ».

Les employés de la CCSN sont aussi assujettis à la Politique sur les conflits d’intérêts de la CCSN, qui comprend des dispositions détaillées sur l’après‑mandat. La présidente de la CCSN a désigné la directrice de la Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique (DAIEE) comme responsable de la mise en place de l’infrastructure et des contrôles permettant d’administrer la Politique sur les conflits d’intérêts, notamment en établissant et en mettant à jour la liste des biens et des passifs déclarables, en veillant à ce que les personnes qui se voient offrir un emploi soient informées de cette politique et qu’elles sachent que son non‑respect pourrait entraîner leur licenciement, et en rappelant cette politique aux employés qui s’apprêtent à quitter la CCSN. La DAIEE gère également le programme régissant les conflits d’intérêts et l’après‑mandat qui met à la disposition des employés de la CCSN des outils pour prévenir et éviter des situations qui pourraient donner l’apparence d’un conflit d’intérêts ou créer un conflit d’intérêts réel ou potentiel.

Les points de vue des acteurs du secteur nucléaire ont été sollicités à titre de contributions au Projet Athéna. Le projet s’est déroulé en 3 phases : la planification, l’exécution et la prise de décision, dans le but de produire des renseignements de grande qualité fondés sur des données probantes concernant les dépenses de la CCSN et d’élaborer des options de changement crédibles. Au cours de la phase d’exécution, le projet a généré des données probantes provenant de multiples sources, notamment en sollicitant les points de vue des parties intéressées externes, des groupes autochtones et du public sur les futurs facteurs susceptibles d’avoir une incidence sur les travaux de la CCSN. Les titulaires de permis ont indiqué, dans le cadre des activités de recherche, qu’ils étaient préoccupés par les coûts associés au fardeau réglementaire et qu’une communication et une consultation accrues renforceraient la confiance dans la CCSN.

La majorité des propositions (appelées « suggestions du personnel ») sont actuellement mises en œuvre directement par les diverses unités opérationnelles de la CCSN. La plupart de ces suggestions offraient une vision pratique des changements envisagés comme des améliorations de la « qualité de vie » qui amélioreraient le travail quotidien du personnel. Au total, le personnel a formulé 691 propositions dans le cadre du Projet Athéna, soit en soumettant un formulaire de suggestion directement à l’examen, soit en participant à une séance de réflexion créative sur des sujets prédéterminés.

Au cours de la phase d’exécution du projet, les données probantes recueillies ont été synthétisées, en vue d’élaborer différentes options de changement potentielles. À la suite des discussions animées par des cadres supérieurs, la CCSN a décidé de prioriser 11 initiatives de transformation dans 3 domaines principaux :

• améliorer l’efficacité opérationnelle, en examinant la façon dont l’organisation pourrait tirer parti de la technologie numérique pour accorder la priorité à la sûreté et adopter une approche cohérente dans tous ses programmes de réglementation
• transformer les modalités de fourniture des services internes par l’organisation, en étudiant la façon de fournir des renseignements plus nombreux et plus approfondis aux gestionnaires qui leur permettraient de mieux faire leur travail et permettraient aux services internes de se concentrer davantage sur les activités intégrées
• améliorer la qualité de l’expérience de travail au quotidien, en adoptant des mesures de gains d’efficacité

Ces initiatives de transformation, étroitement reliées, présentent un degré élevé de complexité. La portée des évolutions qu’elles représentent est à la fois vaste et complexe, touchant de nombreuses unités opérationnelles et étant susceptible de nécessiter des changements culturels au sein de la CCSN sur plusieurs années. Afin d’assurer les meilleures chances de succès, la CCSN a décidé de créer une fonction dédiée à la gestion du changement – un Bureau de gestion de la transformation – pour superviser ces transformations. Ce dernier veillera à ce que l’organisation envisage tous les changements, qu’ils découlent directement du Projet Athéna ou non, comme une suite unique de changements intégrés à mettre en œuvre de manière coordonnée.

Le rapport indique que « les membres du personnel de la CCSN communiquent avec […] le personnel de Ressources naturelles Canada (RNCan) au sujet des domaines d’intérêt commun. RNCan élabore la politique du gouvernement du Canada en ce qui a trait à l’uranium, à l’énergie nucléaire et à la gestion des déchets radioactifs. »

Étant donné que la Commission géologique du Canada (CGC) fait partie du secteur des sciences de la Terre de RNCan, le personnel de la CCSN communique‑t‑il avec le personnel de la CGC dans les domaines de l’évaluation des risques sismiques?

En préparation de l’examen par la CCSN des nouvelles technologies de PRM, le rapport national décrit la stratégie de la CCSN sur l’état de préparation à la réglementation. Le rapport indique que la CCSN a mis sur pied un comité directeur pour assurer la gouvernance, veiller à ce que les piliers de la préparation à la réglementation soient bien équilibrés et établir l’ordre de priorité des activités qui soutiennent la stratégie.

(1) Veuillez présenter les conclusions importantes de ce comité directeur qui ont façonné la stratégie de la CCSN sur l’état de préparation à la réglementation.

(2) Le rapport mentionne la recherche, au‑delà du secteur nucléaire, de modèles et d’exemples de réglementation des technologies avancées. Veuillez présenter des parallèles mis en évidence avec d’autres industries et expliquer comment ceux‑ci ont influencé la stratégie de la CCSN pour la réglementation des PRM.

1) Les efforts de la CCSN pour se préparer à réglementer les PRM s’appuie sur une matrice à l’échelle de l’organisation et sur des organes de gouvernance, comme le Comité directeur sur les PRM. Ce dernier, composé de cadres supérieurs de l’ensemble de l’organisation, fournit une orientation de haut niveau sur la façon d’aborder stratégiquement l’élaboration du projet sur l’état de préparation aux PRM de la CCSN. Cette orientation a éclairé la définition et l’élaboration des 4 piliers du projet : i) prévisibilité réglementaire; ii) capacité; iii) politique et responsabilités partagées; et iv) harmonisation et collaboration internationales. Plusieurs projets ont été stratégiquement priorisés, délimités et définis (gérés par le Bureau de la gestion du projet de préparation à la réglementation des PRM), en fonction de ces piliers, pour veiller à ce que la CCSN puisse examiner de manière efficace et efficiente les demandes de permis de PRM, dans les délais réglementaires convenus, sans compromettre la sûreté ou la sécurité de la population canadienne et des Nations et communautés autochtones ni l’environnement.

2) La CCSN a examiné l’industrie de l’aviation et les industries du transport en tant que secteurs potentiels permettant de tirer des leçons en matière d’harmonisation des processus réglementaires. La CCSN se tourne vers d’autres industries, notamment en matière d’analyse comparative des processus, dans un contexte où les activités sur l’état de préparation à la réglementation se poursuivent au chapitre de l’harmonisation internationale et de l’évaluation des PRM dans un contexte de parc nucléaire.

Un exemple précis est l’examen par la CCSN des leçons sur le plan réglementaire tirées des accidents de Boeing 737 Max en 2018 et 2019. Le personnel de la CCSN a chargé un groupe de travail multidisciplinaire de passer en revue les rapports d’enquête sur les accidents et les autres rapports officiels publiquement accessibles examinant le processus d’homologation des aéronefs de la Federal Aviation Administration des États‑Unis. Ce groupe de travail a axé son examen sur les renseignements potentiellement pertinents pour la surveillance réglementaire des nouvelles centrales nucléaires et des centrales existantes. Il a mis en évidence les atouts de la CCSN en la matière, effectuant des recommandations, notamment sur les modalités pour la mise à jour des instructions de travail, des processus, et, dans certains cas, du cadre de réglementation pour des domaines comme les technologies avancées.

Les commissaires peuvent être révoqués en vertu du paragraphe 10(5) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, qui stipule : « 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. »

Lorsqu’une nomination est effectuée « à titre inamovible », cela signifie que l’autorité détenant le pouvoir de nomination ne peut démettre la personne nommée qu’avec motif, c’est‑à‑dire en cas de faute du titulaire, ladite faute devant être établie au moyen d’un processus juste et raisonnable.

Comme mentionné précédemment, le « gouverneur en conseil » est, au sens strict, le gouverneur général agissant sur recommandation du premier ministre (PM) et du Cabinet, mais, en pratique, il s’agit du PM et du Cabinet. En règle générale, le PM et le Cabinet agissent sur recommandation du ou des ministres responsables du portefeuille, à savoir, dans le cas de la CCSN, du ministre des Ressources naturelles. Cela signifie que le Cabinet ne peut, à tout moment, révoquer un commissaire permanent que « pour un motif valable », c’est‑à‑dire pour une certaine forme d’inconduite. Comme il est mentionné ci‑dessus, cette inconduite devra être démontrée dans le cadre d’un processus équitable et raisonnable, c’est‑à‑dire que le commissaire devra se voir offrir une possibilité raisonnable de réfuter les allégations d’inconduite. Il pourra avoir recours au système de la Cour fédérale pour s’assurer de l’équité de ce processus.

Le président de la Commission est désigné par le gouverneur en conseil (c’est‑à‑dire par le PM et le Cabinet) parmi les commissaires permanents. En tant que commissaire permanent, le président occupe ses fonctions à titre inamovible et ne peut être révoqué de son mandat que pour un motif valable. (Voir la réponse à la question 31174 pour le contexte.)

Toutefois, la désignation du président à titre de président et de premier dirigeant de la CCSN est effectuée par le gouverneur en conseil « à titre amovible ». C’est‑à‑dire que le gouverneur en conseil (le Cabinet) peut annuler la désignation du président, à tout moment, et pour n’importe quelle raison, pourvu qu’un seuil minimal d’équité procédurale soit respecté.

À la fin de 2007, le Parlement a adopté une loi d’urgence pour permettre à un titulaire de permis de la CCSN de produire des isotopes médicaux, nonobstant le fait que cela signifiait le non‑respect des conditions de son permis, pendant une période de 120 jours en raison d’une urgence mondiale, à savoir une pénurie d’isotopes médicaux. Cette décision a temporairement contourné la surveillance réglementaire de cet enjeu. À l’époque, la présidente de la Commission avait critiqué publiquement cette décision, ce qui avait conduit le Cabinet à une perte de confiance vis‑à‑vis d’elle et, par conséquent, à l’annulation de sa désignation en tant que présidente. Il est important de noter que malgré cela, l’ancienne présidente avait conservé son poste de commissaire permanente et que c’est elle qui avait finalement choisi de démissionner de cette fonction.

« À tous les sites de centrales nucléaires dotées de réacteurs en exploitation, la CCSN maintien en poste en permanence des inspecteurs qualifiés et d’expérience. Ils ont, au jour le jour, des échanges soutenus avec les titulaires de permis et surveillent étroitement leurs activités. »

Pourriez‑vous préciser les pouvoirs des inspecteurs de site, s’ils peuvent prendre des décisions sur des questions liées à la sûreté ou s’ils peuvent formuler des recommandations au titulaire de permis? Le Canada a‑t‑il éprouvé des difficultés à adopter de telles interactions quotidiennes, sachant que c’est le titulaire de permis qui est responsable de la sûreté?

La LSRN définit les pouvoirs des inspecteurs de la CCSN (articles 32 à 36). Elle stipule, par exemple ceci : « L’inspecteur peut ordonner à un titulaire de licence ou de permis de prendre les mesures qu’il estime nécessaires à la préservation de la santé ou de la sécurité des personnes, à la protection de l’environnement, au maintien de la sécurité nationale ou au respect par le Canada de ses obligations internationales. »

En pratique, la stratégie en matière d’application de la loi de la CCSN repose sur le principe selon lequel, lorsqu’une non‑conformité est mise en évidence, le titulaire de permis est encouragé à redevenir conforme en utilisant la forme d’application de la loi la moins punitive possible. Cette stratégie s’appuie également sur la capacité d’intensifier les mesures d’application de la loi, si la méthode préalable de retour du titulaire de permis à la pleine conformité s’avère insuffisante. Dans tous les cas, il est de la responsabilité du titulaire de permis d’assurer l’exploitation sûre de sa centrale et la protection des travailleurs, du public et de l’environnement.

Les inspecteurs de site effectuent régulièrement des inspections, surveillent les principales bases de données des titulaires de permis (par exemple celles sur les mesures correctives et la gestion des travaux, les journaux de quart officiels, etc.), assistent régulièrement aux réunions de prise de décision opérationnelle des titulaires de permis et rencontrent régulièrement leur haute direction. En cas de non‑conformité à une exigence réglementaire, la CCSN émettra souvent un avis de non‑conformité (ANC) comme première mesure d’application de la loi. Le titulaire de permis devra souvent soumettre un plan de mesures correctives, incluant des mesures clairement définies et des dates d’achèvement cibles, pour traiter la nature de la non‑conformité, à des fins d’examen et d’acceptation par la CCSN. Si la non‑conformité se reproduit ou si un événement similaire se produit, le personnel de la CCSN déterminera si la mesure d’application de la loi initialement invoquée aurait dû être suffisante pour empêcher qu’une telle situation ne se reproduise; si c’est le cas, le personnel de la CCSN pourra envisager d’intensifier la mesure d’application de la loi au‑delà d’un ANC. Dans le cadre de sa stratégie d’application de la loi pour ramener un titulaire de permis en conformité avec les exigences, la CCSN dispose de nombreux outils – notamment des lettres d’avertissement, des SAP, l’annulation d’une homologation ou d’une accréditation, des poursuites, etc. – tous soumis à des critères d’utilisation établis. Le principe du recours à la mesure d’application de la loi la moins punitive pour assurer la conformité s’applique toujours, même en cas d’intensification de la sévérité des mesures.

Des constatations répétées peuvent donner lieu à une intensification des mesures d’application de la loi, en particulier dans le cas où des mesures antérieures (par exemple des ANC ou des lettres d’avertissement) ont été appliquées, mais n’ont pas réussi à empêcher la récurrence de la non‑conformité. Le personnel de la CCSN a le pouvoir discrétionnaire de recommander l’intensification des mesures au gestionnaire supérieur s’il existe des preuves d’une absence continue de conformité aux exigences ou aux attentes réglementaires, ou si les mesures correctives précédentes ont échoué dans leur mise en œuvre.

Le Canada n’a rencontré aucune difficulté dans la mise en œuvre de cette approche.

Tous les titulaires de permis sont tenus, conformément à leur permis, de suivre les exigences de la norme CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires. Cette norme comprend des exigences concernant la gestion de tous les travailleurs, y compris les entrepreneurs, ainsi que des exigences pour s’assurer que tous les travailleurs sont compétents et qualifiés pour le travail qu’ils effectuent. Par conséquent, tous les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada ont des processus et des procédures en matière de gestion des entrepreneurs travaillant à leurs installations.

Étant donné que le cadre de réglementation canadien tient déjà le titulaire de permis responsable de la sûreté et de toutes les activités entreprises à l’appui des activités autorisées, aucune disposition ou règle spéciale ou supplémentaire n’a été établie. Cette responsabilité et les mesures pour s’en acquitter doivent être intégrées dans le système de gestion du titulaire de permis. La CCSN utilise la norme CSA N286‑F12 comme source de critères de vérification de la conformité pour la surveillance des systèmes de gestion des titulaires de permis. La norme CSA N286‑12 comprend des exigences pour la surveillance par le titulaire de permis des activités des entrepreneurs.

Une garantie financière (GF) pour le déclassement doit être établie en vue de financer les activités décrites dans le plan préliminaire de déclassement (PPD). La LSRN stipule que cette GF doit être sous une forme acceptable pour la Commission. La LSRN et ses règlements connexes exigent que les titulaires de permis prennent des dispositions adéquates pour le déclassement sûr de leurs installations. L’orientation réglementaire et les critères d’acceptation associés pour l’établissement d’une GF sont fournis dans le REGDOC‑3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées de la CCSN. Ce REGDOC énonce les exigences et l’orientation relatives aux caractéristiques d’une GF acceptable en matière de liquidité, de valeur garantie, de valeur adéquate et de continuité. Une GF garantit que les demandeurs et les titulaires de permis mettent en place et maintiennent des fonds suffisants pour déclasser un emplacement autorisé et éliminer toutes les substances nucléaires connexes.

Les titulaires de permis sont tenus d’examiner leur PDP et la GF associée tous les 5 ans et de soumettre à la Commission un rapport écrit confirmant que la GF pour les coûts de déclassement reste valide et suffisante pour répondre aux besoins de déclassement.

La CCSN a un programme de conformité traitant de chaque DSR. Pour le DSR Système de gestion, des inspections planifiées et des évaluations de la conformité sont effectuées pour les éléments clés du système de gestion du titulaire de permis, y compris la cause et la résolution des problèmes et des événements, le contrôle des modifications techniques, la gestion des entrepreneurs, la gestion de l’approvisionnement, la gestion de la configuration, les évaluations indépendantes et les autoévaluations, ainsi que l’efficacité du système de gestion. La fréquence de ces inspections varie d’une fois par an à une fois tous les 5 ans.

Chaque titulaire de permis a un cycle de révision pour chacun de ses documents de programme et de processus. Ces cycles d’examen varient de 2 à 5 ans, selon le programme et le processus.

Les considérations relatives à la culture de sécurité peuvent être évaluées de la même manière que la culture de sûreté, à savoir par l’application d’une méthodologie robuste et systématique en plusieurs phases et par un traitement approprié des données (par exemple, en utilisant plusieurs méthodologies comme l’examen de la documentation, les observations, les entrevues, les groupes de discussion ou les questionnaires).

En général, les aspects relatifs à la sécurité inclus dans l’évaluation de la culture de sûreté sont axés sur la détermination du degré de sensibilisation de la main‑d’œuvre à divers problèmes liés à la sécurité, notamment en matière de sécurité physique, de cybersécurité et de sécurité de l’information. Les travailleurs sont évalués pour s’assurer qu’ils comprennent leur rôle pour garantir tous les aspects de la sécurité. Les titulaires de permis canadiens ont, au fil du temps, acquis des connaissances très pertinentes en matière de culture de sécurité dans les centrales nucléaires canadiennes, leur permettant ainsi de prendre certaines mesures, notamment liées aux systèmes de technologie de l’information et aux renseignements nucléaires contrôlés.

Le rapport indique : « La culture de sûreté est renforcée davantage en […] faisant la promotion d’une « culture équilibrée » visant à apprendre le plus possible des événements et des incidents évités de justesse, sans pour autant éliminer la possibilité de tenir des personnes responsables de leurs gestes ».

(1) Le système juridique canadien encourage‑t‑il la divulgation honnête des erreurs humaines, tout en assurant la responsabilisation des personnes?

(2) Pourriez‑vous s’il vous plaît expliciter l’expérience d’une « culture équilibrée » d’un point de vue juridique?

Le système juridique canadien n’a pas de cadre spécifique traitant de la divulgation de l’erreur humaine et de la responsabilisation qui en découle. Les responsabilités sont intégrées dans divers systèmes : par exemple, le personnel dans un domaine nucléaire est redevable à son employeur, l’employeur à la CCSN et la CCSN dans son ensemble, est redevable au Parlement. Les commissaires rendent des comptes au gouverneur en conseil, ce dernier ayant toutefois des pouvoirs strictement limités de révocation d’un commissaire permanent (le gouverneur en conseil est, au sens strict, le gouverneur général agissant sur recommandation du premier ministre et du Cabinet, mais, en pratique, il s’agit du premier ministre et du Cabinet). L’alinéa 48g) de la LSRN stipule que « commet une infraction quiconque prend des mesures disciplinaires contre une personne qui aide la Commission, un inspecteur ou un fonctionnaire désigné ou qui leur donne des renseignements dans le cadre de ses fonctions sous le régime de la présente loi. » Les conditions de permis, ainsi que la LSRN et les règlements connexes, exigent également que les titulaires de permis fassent régulièrement rapport à la CCSN. Plus généralement, le Canada est un pays de common law doté d’un corpus de jurisprudence très important traitant des questions de négligence.

Le REGDOC‑2.2.1 de la CCSN (en cours de révision) définit la « culture équilibrée » dans les termes suivants :

Un environnement de travail où les questions liées à la performance humaine sont évaluées dans le contexte global d’une situation donnée, afin que les décisions rendues soient équitables, et où les personnes sont invitées à donner une rétroaction honnête et à signaler des erreurs sans crainte de représailles. Remarque : Une culture équilibrée ne tolère pas la négligence ou les actes destructeurs.

Le droit canadien ne reconnaît pas le concept de « culture équilibrée » en tant que tel, bien que l’idée ait été discutée dans certaines revues juridiques, notamment dans le contexte de la divulgation de l’erreur humaine en cas de faute professionnelle médicale et chez certains employeurs, notamment dans le domaine médical, qui ont mis en place des politiques de « culture équilibrée » sur leur lieu de travail encourageant la divulgation honnête et proactive des erreurs humaines en adoptant une approche non punitive à l’égard de telles divulgations.

La section 10d) du rapport national (page 113) indique que la CCSN examine l’autoévaluation de la culture de sûreté du titulaire de permis et fournit une rétroaction.

Veuillez expliquer si la rétroaction fournie par la CCSN se transforme en suggestion ou en recommandations relativement aux activités en matière de culture de sûreté du titulaire de permis. Si oui, leur mise en œuvre est‑elle obligatoire pour les titulaires de permis?

Aux pages 109 à 116 du rapport national, on indique que les exploitants nucléaires utilisent des cycles d’auto-évaluation de leur culture de sûreté de différentes durées (Ontario Power Generation : 5 ans; Bruce Power : 3 à 6 ans; Énergie NB : 5 ans).

(1) Quelle est la durée moyenne du cycle d’auto-évaluation des exploitants nucléaires canadiens?

(2) Sur quelle base et pour quels motifs une durée est‑elle éventuellement déterminée?

(1) Dans le passé, les autoévaluations de la culture de sûreté au Canada étaient généralement menées sur la base d’un cycle de 3 à 5 ans. Depuis la publication du REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté de la CCSN, elles sont requises au moins 1 fois tous les 5 ans. En ce qui concerne le cycle de 6 ans pour Bruce Power, il s’agissait d’une exemption unique accordée en raison de la pandémie de COVID‑19.

(2) Les motifs pour effectuer une auto-évaluation au moins 1 fois tous les 5 ans sont fondés sur les exigences du REGDOC‑2.1.2. Ces exigences sont fondées sur ce qui est considéré comme un délai raisonnable pour effectuer ces évaluations, compte tenu du temps généralement nécessaire pour qu’une culture change. Le REGDOC n’empêche pas le titulaire de permis d’effectuer de telles évaluations plus fréquemment au cas où un problème culturel important serait mis en évidence.

La section 3.2 Préparatifs de l’évaluation de la culture de sûreté du REGDOC‑2.1.2 Culture de sûreté indique que l’évaluation de la culture de sûreté est menée par une équipe d’experts externes, d’employés internes ou les 2, des participants externes augmentant l’objectivité des évaluations de la culture de sûreté, tandis que l’auto-évaluation par des employés internes la diminue.

– Y a‑t‑il, lors de la mise en œuvre de l’auto-évaluation de la culture de sûreté, comme indiqué à la section 10b) du rapport national, un processus intégré aux étapes de planification de l’évaluation pour confirmer que l’objectivité est maintenue dans les centrales nucléaires canadiennes?

Les concepts interdépendants de culture de sûreté et de sécurité peuvent être évalués de la même manière que la culture de sûreté, à savoir par l’application d’une méthodologie rigoureuse et systématique en plusieurs phases et par un traitement approprié des données (par exemple, en utilisant plusieurs méthodologies comme l’examen de la documentation, les observations, les entrevues, les groupes de discussion ou les questionnaires).

L’approche de la surveillance réglementaire qu’utilise la CCSN à l’égard de la culture de sûreté du titulaire de permis s’avère plus promotionnelle par rapport à la conformité réglementaire traditionnelle. À cette fin, la CCSN surveille l’évaluation par le titulaire de permis de sa culture de sûreté et de sécurité et se tient au courant des perspectives qu’il adopte en la matière, ainsi que de toute mesure corrective qu’il pourrait mettre en œuvre à la suite de son évaluation. À l’heure actuelle, la CCSN ne souhaite pas se montrer normative dans ce domaine, le titulaire de permis étant le mieux placé pour envisager des changements susceptibles d’avoir un effet positif sur sa culture de sûreté organisationnelle. Il convient toutefois de noter que si une non‑conformité réglementaire devait être mise en évidence dans le cadre du processus d’auto-évaluation, la CCSN utiliserait les moyens réglementaires traditionnels pour remédier à la situation.

La CCSN suit un processus établi pour confirmer l’efficacité des mesures correctives du titulaire de permis, celles portant sur la culture de sûreté n’étant pas traitées différemment. Il convient de souligner qu’il incombe au titulaire de permis d’effectuer une analyse appropriée pour confirmer que les mesures correctives ont atteint leur objectif ou leur fonction.

Le huitième rapport du Canada à la CSN indiquait que la CCSN avait réalisé une évaluation de la culture de sûreté, mis en évidence des constatations et effectué des recommandations dans un plan d’action de la direction. Le rapport précisait également qu’une évaluation de suivi serait menée en mai 2022 pour confirmer l’efficacité des mesures prises à la suite de cette évaluation. Le neuvième rapport résume l’évaluation et indique qu’un suivi sera effectué au cours de la prochaine période de rapport, mais ne traite pas des résultats de l’évaluation de mai 2022 à l’égard du plan d’action de la direction de la CCSN.

(1) Veuillez préciser si l’évaluation a été effectuée.

(2) Si oui, veuillez présenter les résultats de l’évaluation.

L’article 11 du rapport national (page 102), précise que le programme de formation des titulaires de permis prévoit une formation pour le personnel d’exploitation et d’entretien.

(1) À quelle fréquence la formation sur les activités d’entretien est‑elle dispensée?

(2) La formation sur les activités d’entretien est‑elle obligatoire?

(1) Plusieurs séances de formation sur les activités d’entretien sont organisées annuellement, représentant généralement entre 100 et 200 heures par an selon le rôle du travailleur.

(2) La formation sur les activités d’entretien est obligatoire pour maintenir les qualifications concernant certaines tâches.

Des plans de planification de la relève officiels sont en place pour les postes de gestionnaire principal et les échelons supérieurs. La planification de la relève pour les gestionnaires de section et les gestionnaires de département est gérée dans le cadre du processus de planification du perfectionnement et de celui de l’examen du rendement. Les employés à fort potentiel intéressés et sélectionnés sont « liés » au programme de formation et reçoivent, au besoin, une formation supplémentaire en leadership. De plus, un programme « Talent émergeant » a été créé pour former les employés à fort potentiel sur les compétences en leadership, ces personnes étant placées sur le plan de relève qui leur correspond.

L’équipe de direction reçoit une formation de base en gestion et des cours de leadership étendus. La formation initiale comprend l’académie du leadership (séance de 2 semaines) dans le cadre de laquelle les participants apprennent à encadrer des employés, à gérer des situations difficiles, à constituer des équipes et à acquérir une compréhension du leadership et du milieu syndical. Après une formation de base en leadership, les personnes reçoivent une formation approfondie comme le séminaire de perfectionnement professionnel dans le domaine nucléaire, et les formations sur les compétences interpersonnelles avancées (intelligence émotionnelle), les styles de personnalité et de communication et les conversations difficiles. De plus, tous les nouveaux gestionnaires doivent remplir un guide de familiarisation au travail pour s’assurer qu’ils comprennent les pratiques opérationnelles, la vision stratégique, la culture et les pratiques comportementales, afin de pouvoir s’intégrer avec succès dans l’équipe de direction.

Le cadre de réglementation de la CCSN contient les REGDOC de la série 2.2 (pour le domaine de sûreté et de réglementation Gestion de la performance humaine) qui comprennent notamment des exigences relatives à la « formation, à la qualification, à l’accréditation, à la dotation » et plus encore, par exemple le REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, le REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans les installations dotées de réacteurs et le REGDOC-2.2.5, Effectif minimal.

En ce qui concerne l’accréditation, les exigences sont étroitement liées au concept des opérations de la centrale et, par conséquent, au concept de PRM qui est la technologie employée. Les exigences et l’orientation actuelles, qui s’appuient sur l’expérience en exploitation des réacteurs CANDU, fournissent un point de départ solide et de haut niveau sur lequel fonder les exigences et l’orientation pour les PRM. Ces exigences peuvent être appliquées, tout au long du cycle de vie des futures installations dotées de réacteurs, conformément à l’approche graduelle documentée à la sous‑section 5.4 du REGDOC‑3.5.3, Principes fondamentaux de la réglementation. Le Canada n’établit pas d’exigences détaillées en matière d’accréditation du personnel applicables au personnel participant aux phases de préparation de l’emplacement et de construction. Cela permet aux demandeurs de permis de proposer des solutions de rechange aux exigences existantes, conformément à la section 3 du REGDOC‑3.5.3 et à la sous‑section 3.2 du REGDOC‑1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteur de petits réacteurs modulaires.

Pour les PRM qui sont des conceptions premières en leur genre, des programmes d’accréditation pour le personnel chargé du réacteur et les cohortes initiales de travailleurs accrédités seront élaborés au cours du processus d’autorisation, conformément aux guides de présentation d’une demande de permis REGDOC‑1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire et REGDOC‑1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire. Bien que cette approche basée sur la performance puisse entraîner une certaine incertitude dans les premières étapes du processus d’autorisation, par opposition à des approches plus normatives, elle offre également une flexibilité supplémentaire dans l’adaptation du cadre de réglementation pour relever les défis posés par les conceptions qui sont premières en leur genre.

En ce qui concerne la qualification, les exigences de haut niveau du REGDOC-2.2.3, tome III et du REGDOC-2.2.2 s’appliqueraient aux PRM. Les exigences en matière de formation et de dotation des REGDOC-2.2.2 et 2.2.5, respectivement, sont neutres sur le plan technologique et peuvent donc être directement appliquées à la réglementation des PRM.

Le rapport national canadien indique : « En 2016, la CCSN a publié le document de travail DIS‑16‑05, Performance humaine […] La CCSN a intégré la rétroaction du document de travail dans la nouvelle version du REGDOC‑2.2.1, maintenant intitulée Performance humaine, qui devrait être affichée aux fins de consultation publique en 2022 ». Le document de travail DIS‑16‑05 et la nouvelle version du REGDOC‑2.2.1 font référence à des ouvrages du professeur Sidney Dekker.

Quel est le contexte de l’intégration des connaissances tirées des livres du professeur Sidney Dekker?

Afin d’éclairer le REGDOC, le personnel de la CCSN examine continuellement la littérature relative à la performance humaine provenant de sources nationales et internationales. Bien que le personnel de la CCSN ait intégré tout un spectre de documents dans la version 2 du REGDOC‑2.2.1, le texte d’introduction du professeur Dekker mentionné a été inclus en tant que référence accessible qui traite de nombreux concepts contenus dans le REGDOC :

Ashgate, The Field Guide to Understanding ‘Human Error’, troisième édition, Dekker S., Australie, 2014.

Le Groupe CSA a publié un document Commentaire pour aider les utilisateurs de la norme à comprendre l’intention des clauses de la norme N286‑F12. Ce document fournit une orientation sur l’application de l’approche graduelle, ainsi que quelques exemples. Voici quelques exemples de processus de travail quotidiens pertinents ayant recours à une approche graduelle :

• Les bons de commande pour l’achat d’articles et de services font l’objet d’un processus d’approbation à différents niveaux organisationnels, en fonction du coût et d’autres risques opérationnels.
• Certains processus d’identification et de résolution des problèmes classent ces derniers selon une importance élevée, moyenne ou faible, et le processus de résolution comporte plusieurs niveaux d’enquête et d’examen de l’efficacité des mesures prises, tels que l’autocontrôle ou la vérification indépendante.
• Le processus d’approvisionnement précise différents niveaux de systèmes de gestion et de normes d’assurance de la qualité (AQ), en fonction de l’importance et de la complexité des articles et des services et de la fréquence de la surveillance; l’étendue de l’évaluation des fournisseurs est également basée sur des facteurs de risque opérationnels, tels que le niveau d’assurance de la qualité, le rendement passé du fournisseur et d’autres facteurs; certains achats nécessitent un triple rapprochement, tandis que d’autres exigent un quadruple rapprochement, avant que le paiement ne soit effectué.

L’approche graduelle n’est pas mise en œuvre au jour le jour, mais est plutôt appliquée pendant l’élaboration d’un processus. Une fois que le processus existe, il est mis en œuvre et transposé en documents du système de gestion, comme des procédures ou des instructions que les travailleurs suivent, sans qu’il ne soit plus nécessaire d’appliquer l’approche graduelle.

Le rapport indique : « En 2019, OPG a été avisée par l’un de ses fournisseurs qu’un autre fournisseur de lingots falsifiait, depuis 1995, les résultats d’analyses chimiques du haut et du bas des lingots lorsque ces résultats ne respectaient pas les spécifications de la clientèle. Un fournisseur a effectué une analyse chimique des matériaux des tubes extrudés à partir de ces lingots et a déterminé qu’ils respectaient les spécifications voulues. Ces tubes ont été utilisés dans les condenseurs de purge de Pickering et les échangeurs de chaleur de Darlington destinés au refroidissement lors des arrêts. Étant donné que les matériaux respectaient les exigences des codes, OPG n’a pas été tenue d’approuver officiellement les rapports de non-conformité ni d’obtenir l’approbation de l’autorité responsable des enveloppes sous pression. OPG a évalué la portée de la situation et a relevé, depuis 1995, 14 dossiers d’historique visant des matériaux produits et analysés par le fournisseur en question. Des avis d’OPEX ont été envoyés au COG et à la WANO. »

Pourriez‑vous décrire les mesures prises par l’organisation exploitante de la centrale nucléaire et par la CCSN (outre l’envoi de notifications au COG et à la WANO)?

Le rapport indique : « En 2019, OPG a été avisée par l’un de ses fournisseurs qu’un autre fournisseur de lingots falsifiait, depuis 1995, les résultats d’analyses chimiques du haut et du bas des lingots lorsque ces résultats ne respectaient pas les spécifications de la clientèle. Un fournisseur a effectué une analyse chimique des matériaux des tubes extrudés à partir de ces lingots et a déterminé qu’ils respectaient les spécifications voulues. Ces tubes ont été utilisés dans les condenseurs de purge de Pickering et les échangeurs de chaleur de Darlington destinés au refroidissement lors des arrêts. Étant donné que les matériaux respectaient les exigences des codes, OPG n’a pas été tenue d’approuver officiellement les rapports de non-conformité ni d’obtenir l’approbation de l’autorité responsable des enveloppes sous pression. OPG a évalué la portée de la situation et a relevé, depuis 1995, 14 dossiers d’historique visant des matériaux produits et analysés par le fournisseur en question. Des avis d’OPEX ont été envoyés au COG et à la WANO. »

Pourriez‑vous expliquer les mesures prises par les exploitants des centrales nucléaires pour un élément qui satisfait aux exigences légales et réglementaires, mais qui ne respecte pas les spécifications techniques?

En ce qui concerne l’article 13 du rapport national du Canada, la Corée souhaiterait poser la question suivante :

Comment la CCSN vérifie‑t‑elle que le programme de gestion du titulaire de permis est conforme à la norme CSA N286‑F12 et qu’il a été mis en œuvre de manière efficace, conformément à ce qui est prescrit dans le programme?

En ce qui concerne l’article 13 du rapport national du Canada, la Corée souhaite poser la question suivante concernant les ACFS :

La CCSN surveille‑t‑elle ou inspecte‑t‑elle le programme lié aux ACFS d’un fournisseur?

D’après le tableau 8 : Objectifs quantitatifs de sûreté et la description qui suit, l’objectif quantitatif de sûreté de la CCSN pour une dégradation considérable du cœur est inférieur à 10^-5 par année-réacteur. À la page 150, on indique que le guide de sûreté particulier de l’AIEA SSG-3 établit une fréquence des dommages graves causés au cœur inférieure à 10^-4 par année-réacteur.

Question : Pourriez-vous expliquer la différence entre les définitions de la dégradation considérable du cœur et des dommages graves causés au cœur, ainsi qu’entre leurs seuils respectifs?

Dans le tableau 8 : Objectifs quantitatifs de sûreté, on ne retrouve que les objectifs quantitatifs de sûreté visant la fréquence des petites émissions radioactives et la fréquence des grandes émissions radioactives pour une EPS de niveau 2.

La fréquence des grandes émissions radioactives précoces (FGERP) est généralement requise pour les centrales nucléaires en exploitation aux fins de gestion courante de la configuration du risque. Pourriez-vous expliquer pourquoi il n’existe pas d’objectif de sûreté pour la FGERP au tableau 8?

La CCSN sollicite-t-elle la participation de spécialistes provenant d’organismes de soutien externes ou de personnes possédant des compétences spécialisées dans des domaines particuliers liés à l’évaluation et à la vérification de la sûreté?

La CCSN dispose-t-elle de règlements/lignes directrices pour la sélection et la participation de spécialistes provenant d’organismes de soutien externes?

De manière générale, la LSRN autorise la CCSN à « engager les dirigeants et employés ayant les compétences, notamment professionnelles, scientifiques et techniques, qu’elle juge nécessaires à l’application de la présente loi » (paragraphe 16(1)). L’embauche est assujettie aux politiques et procédures de la CCSN en matière de dotation et de ressources humaines. De plus, l’article 17 de la LSRN stipule que la « Commission peut, par contrat, retenir les services de personnes ayant des compétences techniques ou spécialisées utiles aux travaux de la Commission pour qu’elles la conseillent et l’aident dans l’exercice des attributions que lui confère la présente loi […] ».

La CCSN collabore avec d’autres organisations et compétences en vue de favoriser l’élaboration et l’application d’un cadre de réglementation uniforme et efficace au Canada. La CCSN collabore également avec d’autres compétences pour renforcer l’efficience et l’efficacité, notamment au moyen d’ententes officielles, le cas échéant. Veuillez consulter l’alinéa 8.1g) du rapport du Canada pour obtenir des renseignements sur la coopération avec les autres organismes de réglementation. Vous trouverez un exemple d’entente de coopération internationale en cliquant sur le lien suivant : https://nuclearsafety.gc.ca/fra/resources/international-cooperation/international-agreements/cnsc-usnrc-smr-advanced-reactor-moc.cfm

D’après les normes de l’AIEA, les PRM génèrent de 10 à 300 Mwé, et les microréacteurs, moins de 10 Mwé. Selon la capacité, les objectifs de sûreté seraient différents.

L’alinéa 14(i)d) du rapport national (page 149) indique que les objectifs quantitatifs de sûreté d’une nouvelle centrale nucléaire sont établis dans le REGDOC-2.5.2 et dans le RD-367.

- Veuillez fournir des renseignements supplémentaires sur les objectifs quantitatifs de sûreté appliqués aux PRM.

D’après l’alinéa 14(i)a) du rapport national (page 140), la CCSN et les titulaires de permis de centrales nucléaires font effectuer des évaluations par des tiers.

- Veuillez préciser les détails et méthodes des évaluations par des tiers.

Le paragraphe 14(i) commence en indiquant que la CCSN et les titulaires de permis mènent collectivement un vaste éventail d’évaluations de la sûreté, y compris des évaluations par des tiers. L’alinéa 14(i)e) décrit les examens menés par la WANO et l’AIEA. Les techniques de l’AIEA sont variées et bien connues. De plus, les titulaires de permis sont tenus de faire effectuer certains examens par des tiers (par exemple, pour la protection-incendie). Toutefois, ces types d’évaluations ne sont pas aussi générales/vastes que celles abordées au paragraphe 14(i). Dans ce contexte, il incombe aux titulaires de permis d’organiser la tenue d’évaluations par des tiers.

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes font effectuer tous les 2 ans des examens par des tiers sous l’égide de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO). Ces examens par des pairs sont réalisés par du personnel hautement qualifié des membres internationaux de la WANO. L’équipe d’examen par les pairs est typiquement composée de 20 personnes qui passent 2 semaines à la centrale nucléaire pour observer le personnel dans l’exécution de ses fonctions, pour mener des entrevues et pour examiner la documentation. L’examen par des pairs porte sur divers domaines, et tous ces domaines sont passés en revue conformément aux critères et objectifs de rendement de la WANO. Durant l’examen, l’équipe note les points forts qui pourraient être utiles aux autres centrales ainsi que les domaines où il est possible d’améliorer la sûreté et la fiabilité à la centrale hôte. L’équipe met l’accent sur les travailleurs qui effectuent leurs tâches quotidiennes, puisque c’est la clé d’une exploitation réussie. L’examen aboutit à un rapport confidentiel, à l’intention du service public, qui relève les points forts et les domaines d’amélioration possible. L’aspect confidentiel assure la tenue d’une discussion exhaustive et ouverte entre l’équipe d’examen et la direction de la centrale hôte. De plus, la WANO met à profit un processus de continuum pour maintenir un lien étroit avec les sites et permettre ainsi d’apporter plus rapidement un soutien en cas de diminution du rendement.

Toutes les centrales nucléaires existantes sont assujetties au REGDOC‑2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour une installation dotée de réacteurs, qui exige la réalisation d’EPS de niveau 1 et de niveau 2. Cela comprend la prise en compte du cœur du réacteur et d’autres sources radioactives, de l’impact sur les tranches multiples, des dangers internes et externes (et d’une combinaison des deux) ainsi que de l’état d’exploitation et d’arrêt. Par conséquent, plusieurs modèles distincts sont mis au point dans la plupart des cas, en fonction de la structure suivante :

• EPS de niveaux 1 et 2 en cas d’événements internes lorsque le réacteur est en puissance
• EPS de niveau 1 en cas d’événements internes lorsque le réacteur est à l’état d’arrêt
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas d’incendie interne lorsque le réacteur est en puissance
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas d’inondation interne lorsque le réacteur est en puissance
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas de séisme lorsque le réacteur est en puissance
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas de vents violents lorsque le réacteur est en puissance

En ce qui concerne les centrales nucléaires à tranches multiples, un ensemble de modèles exhaustifs d’EPS est mis au point pour une seule tranche de référence, y compris pour l’impact sur les tranches multiples. L’EPS pour la tranche de référence est ensuite appliquée aux autres tranches, ce qui restreint le dédoublement des tâches. L’EPS intégrée, ou pour l’ensemble du site, a été appliquée dans différentes mesures par les titulaires de permis pour confirmer que le risque global découlant de l’ensemble des dangers demeure inférieur aux objectifs de sûreté établis. Un projet pilote premier en son genre a été mené à Pickering en 2017 afin d’élaborer une évaluation du risque pour l’ensemble du site, et Point Lepreau a mis au point un modèle d’EPS intégrée qui tient compte de tous les groupes de dangers.

Article 14, 18

Pages 149, 208

Selon la préface du REGDOC‑2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, ses exigences ne s’appliquent pas aux installations existantes sauf si ces exigences ont été incluses, en tout ou en partie, dans le fondement d’autorisation. Le REGDOC-2.5.2 ne s’inscrit pas dans le fondement d’autorisation des centrales nucléaires existantes, qui ont été conçues de nombreuses années avant la publication du REGDOC.

En ce qui concerne les objectifs quantitatifs de sûreté, les centrales nucléaires existantes ont établi, dans le cadre de leur fondement d’autorisation, leurs propres objectifs de sûreté harmonisés aux pratiques internationales, plus particulièrement le document de l’AIEA Collection rapports de sûreté n^o 75-INSAG-3 (1988), Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, mis à jour en 1999 en tant qu’INSAG-12. Il s’agit des objectifs de sûreté suivants : une fréquence des dommages graves causés au cœur inférieure à 10^-4 par année-réacteur et une fréquence des grandes émissions radioactives inférieure à 10^-5 par année-réacteur. En plus de ces objectifs de sûreté, les titulaires de permis ont établi des cibles de sûreté ou des objectifs administratifs qui sont plus faibles d’un ordre de grandeur par rapport aux objectifs de sûreté (10^-5 par année‑réacteur et 10^-6 par année-réacteur, respectivement). Ces objectifs de sûreté administratifs constituent des cibles opérationnelles facultatives, mais souhaitables.

Dans le cadre du BPS obligatoire, le REGDOC-2.3.3 de la CCSN stipule que le titulaire de permis doit, dans la mesure du possible, combler les écarts relevés par rapport aux codes, normes et pratiques modernes. Les écarts relevés nécessiteraient une comparaison par rapport aux objectifs de sûreté définis dans le REGDOC‑2.5.2. De plus, les titulaires de permis ont mis au point des politiques internes visant l’examen de tous les cas où le risque moyen (par année) est inférieur à l’objectif de sûreté, mais supérieur à la cible administrative établie.

Pour conclure, il n’est pas nécessaire pour la CCSN d’exempter les centrales nucléaires existantes de l’application des exigences du REGDOC‑2.5.2 puisqu’elles ne sont pas tenues de s’y conformer.

Le rapport indique que « Bruce Power a également ajouté de nouvelles annexes sur les défaillances de mode commun, qui ont permis d’inclure pour la première fois une analyse approfondie des dangers internes et externes liés à ces défaillances dans le rapport de sûreté. L’analyse des modes communs a porté sur […] les événements sismiques[…]. Au cours de la période de référence, Bruce Power s’est efforcée de donner suite aux commentaires de la CCSN sur la nouvelle analyse. »

Ces phrases pourraient indiquer que le titulaire de permis a tenté de renforcer la protection sismique de façon volontaire.

1) Le cas échéant, quel est le contexte de la nouvelle analyse de Bruce Power?

2) La nouvelle analyse est-elle fondée sur les leçons apprises de l’accident de Fukushima Daiichi?

1) Les travaux réalisés par Bruce Power visaient à améliorer le rapport d’analyse de la sûreté de sorte d’y inclure les événements de mode commun et de l’aligner sur les exigences du REGDOC‑2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté. Remarque : La Société d’énergie du Nouveau‑Brunswick (Énergie NB) et Ontario Power Generation (OPG) ont également apporté cette amélioration au rapport de sûreté.

2) L’analyse n’était pas entièrement fondée sur les leçons apprises de l’accident de Fukushima Daiichi; cependant, les leçons apprises ont été intégrées dans la nouvelle analyse.

Toutes les explosions externes possibles sont prises en compte, mais seules les plus pertinentes ont été mentionnées. Veuillez noter que les situations autres que des accidents, comme les actes malveillants ou le sabotage, sont traitées séparément.

Les événements (y compris les explosions) décrits dans la question s’inscrivent dans le cadre des dangers internes/externes, qui sont pris en compte dans l’analyse des dangers. Si les charges, dommages ou problèmes découlant de ces dangers entraînent des événements initiateurs hypothétiques, ils sont analysés au moyen de l’évaluation déterministe de la sûreté en fonction de la caractérisation des incidents anormaux prévus, des accidents de dimensionnement, etc.

Oui. Tous les rejets d’effluents liquides radioactifs provenant des centrales nucléaires canadiennes et déversés directement dans l’environnement sont vérifiés en fonction des limites de rejet dérivées (LRD), qui constituent les critères réglementaires en vigueur, avant leur rejet dans l’environnement. Ces LRD sont établies en fonction d’un membre du public qui reçoit une dose de 1 mSv/an. Les LRD sont calculées selon la méthode indiquée dans la norme CSA N288.1, Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires.

En ce qui concerne les installations présentant des rejets dans les égouts, les effluents liquides sont vérifiés en fonction des niveaux de libération conditionnelle établis dans le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Ces niveaux de libération conditionnelle sont établis en fonction d’un membre du public qui reçoit une dose d’environ 10 μSv/an.

La limite de dose efficace fixée par la CCSN pour une TSN enceinte est fondée sur une analyse comparative du risque, des réunions publiques et la consultation des parties intéressées, qui ont eu lieu dans les années 1990 et qui ont sollicité l’opinion des travailleuses. Voici le raisonnement sous-jacent de la limite de dose efficace proposée de 4 mSv pour les TSN enceintes :

a) le risque pour l’embryon ou le fœtus associé à une dose de 4 mSv à la mère est très faible

b) le risque pour l’embryon ou le fœtus associé à une dose de 4 mSv est certainement très faible par comparaison avec les risques posés par d’autres sources

c) durant les consultations ayant mené à l’adoption de la nouvelle limite, les travailleuses affectées ont indiqué que les répercussions liées au risque étaient acceptables

d) on craignait une discrimination à l’égard des femmes, puisque certains employeurs pourraient conclure que la seule méthode efficace d’observation de la limite de dose très faible consisterait à empêcher les travailleuses enceintes d’effectuer des tâches sous rayonnement, ou à ne pas engager de femmes du tout

Tel qu’il est indiqué à l’article 13 du RRP, la limite de dose efficace à une TSN enceinte s’applique au reste de la grossesse, à compter de la date à laquelle le titulaire de permis a été avisé par écrit de la grossesse.

L’article 15 du rapport national (page 162) énonce les exigences relatives à la radioprotection. La note de bas de page indique ce qui suit : « Un TSN est une personne qui, du fait de sa profession ou de son occupation et des conditions dans lesquelles elle exerce ses activités, si celles-ci sont liées à une substance ou à une installation nucléaire, risque vraisemblablement de recevoir une dose de rayonnement supérieure à la limite réglementaire fixée pour la population en général ».

- La définition d’un TSN comprend-elle seulement les personnes qui travaillent dans des installations du cycle du combustible ou comprend-elle aussi les personnes qui travaillent dans d’autres domaines?

Selon la LSRN, un TSN est une personne qui, du fait de sa profession ou de son occupation et des conditions dans lesquelles elle exerce ses activités, si celles-ci sont liées à une substance ou à une installation nucléaire, risque vraisemblablement de recevoir une dose de rayonnement supérieure à la limite réglementaire fixée pour la population en général.

Le terme TSN comprend toute personne qui correspond à la définition, peu importe l’activité ou l’installation autorisée relevant de la compétence de la CCSN.

L’alinéa 15a) du rapport national (page 164) indique que, selon le RRP, pour les travailleurs et l’application du principe ALARA, la dose efficace pour le reste de la grossesse pour une TSN enceinte est fixée à 4 mSv.

Quelle est la justification pour la valeur de 4 mSv?

La limite de dose efficace fixée par la CCSN pour une TSN enceinte est fondée sur une analyse comparative du risque, des réunions publiques et la consultation des parties intéressées, qui ont eu lieu dans les années 1990 et qui ont sollicité l’opinion des travailleuses.

Voici le raisonnement sous-jacent de la limite de dose efficace proposée de 4 mSv pour les TSN enceintes :

a) le risque pour l’embryon ou le fœtus associé à une dose de 4 mSv à la mère est très faible

b) le risque pour l’embryon ou le fœtus associé à une dose de 4 mSv est certainement très faible par comparaison avec les risques posés par d’autres sources

c) durant les consultations ayant mené à l’adoption de la nouvelle limite, les travailleuses affectées ont indiqué que les répercussions liées au risque étaient acceptables

d) on craignait une discrimination à l’égard des femmes, puisque certains employeurs pourraient conclure que la seule méthode efficace d’observation de la limite de dose très faible consisterait à empêcher les travailleuses enceintes d’effectuer des tâches sous rayonnement, ou à ne pas engager de femmes du tout

Tel qu’il est indiqué à l’article 13 du RRP, la limite de dose efficace à une TSN enceinte s’applique au reste de la grossesse, à compter de la date à laquelle le titulaire de permis a été avisé par écrit de la grossesse.

Le titre de l’alinéa 15a) (page 164) est « Radioprotection des travailleurs […] », ce qui donne à penser qu’il s’agit de l’exposition professionnelle. Toutefois, l’alinéa établit également la limite de dose au public. Par exemple, on mentionne aussi « pour les personnes autres que des TSN : 1 mSv par année civile ».

- S’agit-il d’un membre du public?

Les « personnes autres que des TSN » tel qu’il est indiqué à l’article 13 du RRP ne sont pas des membres du public. Il s’agit de personnes qui ne correspondent pas à la définition d’un TSN, mais qui sont assujetties à une dose professionnelle en raison de leur lien avec l’activité autorisée ou l’installation nucléaire.

La limite de dose à un membre du public est définie au paragraphe 1(3) du RRP. Selon ce paragraphe :

Pour l’application de la définition de travailleur du secteur nucléaire à l’article 2 de la Loi, la limite fixée pour la population est de 1 mSv par année civile.

« Chaque année, les titulaires de permis établissent des objectifs ambitieux à l’égard du rendement au chapitre des doses de rayonnement qui tiennent compte des activités et des arrêts prévus au cours de l’année. Ces objectifs sont semblables aux prescriptions recommandées dans le guide de sûreté GSG-7, Radioprotection professionnelle de l’AIEA. Le personnel de la CCSN vérifie que les titulaires de permis de centrales nucléaires surveillent leur rendement par rapport aux objectifs internes en matière de doses de rayonnement, et les renseignements recueillis servent à améliorer le rendement en matière de radioprotection. »

La CCSN dispose-t-elle d’exigences relatives à la surveillance de la contamination interne des travailleurs (par exemple, circonstances où la dosimétrie interne est requise, période de dosimétrie, type de tests, etc.)?

Oui. La CCSN a établi des exigences relatives à la surveillance de la contamination interne des travailleurs.

La CCSN dispose d’exigences réglementaires visant la détermination et la consignation des doses de rayonnement en vertu de l’article 5 du RRP. Chaque titulaire de permis doit déterminer et consigner l’ampleur de l’exposition aux produits de filiation du radon, la dose efficace et la dose équivalente reçue et engagée par une personne qui exécute des fonctions relatives à toute activité autorisée en vertu de la LSRN ou qui se trouve dans un lieu où une telle activité est exécutée.

De l’orientation en matière de réglementation visant la détermination de la dose professionnelle se trouve dans le REGDOC‑2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle. Ce document établit des attentes réglementaires à l’égard de la détermination de la dose efficace engagée et du contrôle de l’incorporation/des méthodes de dosimétrie.

« L’article 13 du RRP exige que chaque titulaire de permis veille à ce que les limites de dose efficace suivantes ne soient pas dépassées… »

Le Canada compte-t-il aligner les limites de dose dans le RRP sur celles du GSR-3 de l’AIEA? Dans l’affirmative, quel est l’échéancier de la mise en œuvre de telles modifications?

La plus récente révision du RRP a été réalisée par la CCSN en novembre 2020. Aucune modification n’a été apportée aux limites de dose efficace prescrites à l’article 13 à ce moment.

La CCSN continue de réviser le cadre de réglementation afin de le moderniser, en tenant compte des analyses comparatives internationales, comme celles avec les normes de sûreté de l’AIEA. La prochaine révision du RRP de la CCSN est prévue en 2025‑2026.

« Voici quelques-unes des principales modifications apportées au RRP au cours de la période de référence : • la révision de la limite de dose équivalente au cristallin pour un TSN de 150 mSv à 50 mSv pour une période de dosimétrie de 1 an »

La CCSN pourrait-elle expliquer de manière plus approfondie pourquoi les nouvelles modifications au RRP s’écartent des recommandations de la CIPR (Commission internationale de protection radiologique) à l’égard de la dose équivalente au cristallin (20 mSv/an en moyenne répartie sur 5 années consécutives [100 mSv en 5 ans], la dose pour 1 seule année ne pouvant pas dépasser 50 mSv)?

La plus récente révision du RRP a été réalisée par la CCSN en novembre 2020. Les révisions au RRP étaient fondées sur une analyse exhaustive de la réglementation et sur des consultations auprès des parties intéressées.

La CCSN a initialement proposé 2 modifications à la limite de dose équivalente au cristallin. La première de ces modifications consiste à faire passer la limite de dose équivalente d’un TSN de 150 mSv à 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 1 an. La seconde est d’ajouter une nouvelle limite de dose équivalente au cristallin d’un TSN de 100 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 5 ans (ce qui s’alignerait sur les limites de dose efficace établies dans le RRP).

Les parties intéressées ont fourni des commentaires exhaustifs sur ces modifications proposées, incluant leur accord général à l’égard de la limite de dose proposée pour une période de dosimétrie de 1 an. Toutefois, elles ont exprimé des préoccupations quant aux données scientifiques sur lesquelles repose la recommandation de la CIPR concernant une limite de dose sur 5 ans et ont cité des problèmes de mise en œuvre, notamment l’absence actuelle d’une méthode de dosimétrie pour mesurer la dose au cristallin au Canada. Elles ont également exprimé des préoccupations importantes quant aux coûts de mise en œuvre et de gestion des expositions du cristallin inférieure à la dose moyenne de 20 mSv/an, en particulier dans le cadre des travaux à haut risque de remise à neuf des centrales nucléaires. Certaines parties intéressées ont indiqué que, dans certaines situations, une limite établie sur 5 ans pourrait restreindre l’emploi des travailleurs.

D’après une analyse de tous les renseignements disponibles, la CCSN n’a pas adopté la limite de dose sur 5 ans proposée pour le cristallin des TSN.

La CCSN est d’avis que la dernière révision de la réglementation renforce la protection des travailleurs en abaissant la limite de dose équivalente au cristallin des TSN au cours d’une période de dosimétrie de 1 an. Elle donne suite aux préoccupations des parties intéressées concernant l’incidence sur l’emploi des travailleurs, et donnera à l’industrie et aux universités le temps de poursuivre les recherches scientifiques qui soutiennent les recommandations de la CIPR. En outre, elle accordera le temps nécessaire pour établir des services autorisés de dosimétrie du cristallin au Canada et pour résoudre les problèmes pratiques liés à la mise en œuvre.

Les titulaires de permis sont tenus de mettre en place dans leurs programmes de radioprotection des mesures pour gérer les doses cumulatives au cristallin.

Les futures modifications de la limite de dose équivalente au cristallin des TSN, y compris l’adoption d’une limite de dose sur 5 ans, seront examinées lors du prochain examen du Règlement, prévu en 2025‑2026.

La CCSN peut-elle donner des renseignements supplémentaires sur toute exigence existante relative à l’évaluation de la dose aux travailleurs des centrales nucléaires provenant de champs neutroniques?

Si de telles exigences existent, la CCSN peut-elle préciser pour quel type d’installations un tel contrôle est requis?

En vertu des exigences du RRP, chaque titulaire de permis doit déterminer et consigner l’ampleur de l’exposition aux produits de filiation du radon, la dose efficace et la dose équivalente reçue et engagée par toute personne qui exécute des fonctions relatives à toute activité autorisée en vertu de la LSRN ou qui se trouve dans un lieu où une telle activité est exécutée. Par conséquent, les travailleurs qui sont exposés au rayonnement neutronique dans le cadre de leur travail doivent faire l’objet d’un contrôle, et leur dose doit être déterminée et consignée. Ceci s’applique à toutes les activités et installations autorisées relevant de la CCSN.

De l’orientation en matière de réglementation visant la détermination de la dose professionnelle se trouve dans le REGDOC‑2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle. La section 4.6 de ce REGDOC porte sur l’orientation en matière de réglementation à l’égard de la dosimétrie relative à l’exposition aux neutrons.

En ce qui concerne les exigences générales et particulières relatives à la protection des personnes et de l’environnement durant l’exploitation des centrales nucléaires :

Q : Quelles sont les mesures particulières prises pour protéger l’environnement, par opposition à la population?

Le cadre de protection de l’environnement de la CCSN établit les exigences et mesures particulières que les titulaires de permis doivent mettre en œuvre pour assurer la protection de l’environnement. Ceci est énoncé dans le REGDOC-2.9.1, Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement. Les mesures de protection précises comprennent par exemple à la fois le contrôle et la surveillance des effluents et des émissions, la protection et la surveillance des eaux souterraines, l’évaluation des risques environnementaux (ERE) et l’établissement d’un système de gestion de l’environnement qui inclut notamment des dispositions relatives à la préparation aux situations d’urgence environnementale.

Pour les installations nucléaires de catégorie I et les mines et usines de concentration d’uranium, le titulaire de permis doit mener une ERE conformément aux exigences de la norme CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium. L’ERE doit être réalisée de façon systématique, qui puisse être défendue sur le plan scientifique, qui évalue, quantifie et caractérise le risque posé par les rejets de substances nucléaires et dangereuses et les perturbations physiques (facteurs de stress) sur le biote représentatif (humain et non humain). L’objectif ultime d’une ERE est de déterminer le risque pour le biote humain et non humain.

Les résultats de l’ERE donnent une rétroaction à l’égard des programmes de surveillance d’un titulaire de permis (par exemple, recommandation de modifications au programme de surveillance pour mettre l’accent sur de nouveaux enjeux). Le titulaire de permis est tenu de mettre en œuvre un programme de surveillance des effluents et un programme de surveillance de l’environnement pour donner suite aux résultats et conclusions de l’ERE. Un programme de surveillance des effluents permet de prélever et d’analyser des échantillons d’eau traitée et d’air filtré au point de rejet/point de contrôle final. Les résultats sont comparés aux limites réglementaires autorisées par le permis, et les rejets estimés servent de termes sources pour l’ERE. Un programme de surveillance de l’environnement permet de prélever et d’analyser des échantillons dans l’environnement récepteur, notamment des échantillons d’eau, de sédiments, de végétation, de sol, d’air, d’eaux souterraines et de biote (comme le poisson). Les résultats sont comparés aux concentrations de fond locales/régionales, aux recommandations visant la protection de la qualité environnementale et aux prévisions de l’ERE.

La plus récente révision du RRP a été réalisée par la CCSN en novembre 2020. Les révisions au RRP étaient fondées sur une analyse exhaustive de la réglementation et sur des consultations auprès des parties intéressées.

La CCSN a initialement proposé 2 modifications à la limite de dose équivalente au cristallin. La première de ces modifications consiste à faire passer la limite de dose équivalente d’un TSN de 150 mSv à 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 1 an. La seconde est d’ajouter une nouvelle limite de dose équivalente au cristallin d’un TSN de 100 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 5 ans (ce qui s’alignerait sur les limites de dose efficace établies dans le RRP).

Les parties intéressées ont fourni des commentaires exhaustifs sur ces modifications proposées, incluant leur accord général à l’égard de la limite de dose proposée pour une période de dosimétrie de 1 an. Toutefois, elles ont exprimé des préoccupations quant aux données scientifiques sur lesquelles repose la recommandation de la CIPR concernant une limite de dose sur 5 ans et ont cité des problèmes de mise en œuvre, notamment l’absence actuelle d’une méthode de dosimétrie pour mesurer la dose au cristallin au Canada. Elles ont également exprimé des préoccupations importantes quant aux coûts de mise en œuvre et de gestion des expositions du cristallin inférieure à la dose moyenne de 20 mSv/an, en particulier dans le cadre des travaux à haut risque de remise à neuf des centrales nucléaires. Certaines parties intéressées ont indiqué que, dans certaines situations, une limite établie sur 5 ans pourrait restreindre l’emploi des travailleurs.

D’après une analyse de tous les renseignements disponibles, la CCSN n’a pas adopté la limite de dose sur 5 ans proposée pour le cristallin des TSN.

La CCSN est d’avis que la dernière révision de la réglementation renforce la protection des travailleurs en abaissant la limite de dose équivalente au cristallin des TSN au cours d’une période de dosimétrie de 1 an. Elle donne suite aux préoccupations des parties intéressées concernant l’incidence sur l’emploi des travailleurs, et donnera à l’industrie et aux universités le temps de poursuivre les recherches scientifiques qui soutiennent les recommandations de la CIPR. En outre, elle accordera le temps nécessaire pour établir des services autorisés de dosimétrie du cristallin au Canada et pour résoudre les problèmes pratiques liés à la mise en œuvre.

Les titulaires de permis sont tenus de mettre en place dans leurs programmes de radioprotection des mesures pour gérer les doses cumulatives au cristallin.

Les futures modifications de la limite de dose équivalente au cristallin des TSN, y compris l’adoption d’une limite de dose sur 5 ans, seront examinées lors du prochain examen du Règlement, prévu en 2025‑2026.

Le tableau « Résumé des doses professionnelles dans les centrales nucléaires canadiennes, de 2019 à 2021 » devrait être lu comme suit :

• La dose collective totale en personne-mSv est la somme de la dose collective découlant des activités courantes et de la dose collective provenant des arrêts.
• Pour une rangée donnée, si vous ajoutez la valeur de la colonne 4 (dose collective découlant des activités courantes) à la valeur de la colonne 5 (dose collective provenant des arrêts), vous obtiendrez la dose collective totale indiquée à la colonne 6.

La dernière colonne à droite indique la dose efficace individuelle maximale au travailleur le plus exposé au cours d’une année donnée pour chaque installation.

Les centrales nucléaires canadiennes disposent de LRD distinctes pour les émissions gazeuses et les effluents liquides. Au cours de la période de référence, les rejets gazeux et liquides provenant des centrales nucléaires canadiennes ont représenté une faible fraction de leurs LRD correspondantes.

Dans le passé, les seuils d’intervention environnementale correspondaient à 10 % des LRD. Récemment, des seuils d’intervention environnementale ont été établis conformément à l’orientation et aux exigences de la norme CSA N288.8-17, Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires. Cette approche consiste à recueillir des données réelles sur les effluents, à déterminer la valeur supérieure en mode d’exploitation normale au moyen d’une analyse statistique, et d’appliquer un facteur plus grand que la valeur supérieure en mode d’exploitation normale pour calculer le seuil d’intervention environnementale.

Quels sont les critères (mesure environnementale, dose calculée, etc.) en fonction desquels l’autorité responsable ordonnerait ou recommanderait l’ingestion d’iode?

De quelle façon cette décision est-elle communiquée aux personnes visées?

La CCSN procède actuellement à la mise à jour du REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 en vue de son application aux PRM et aux technologies de réacteurs avancés.

Il incombe aux demandeurs de justifier la taille des zones de planification d’urgence. L’information est fournie aux sections 3.3.5 et 4.6.1 du REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2.

Des renseignements supplémentaires sont fournis à la section 2.10 du DIS-16-04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis de la réglementation.

En ce qui concerne la page 184, si chaque province établit ses modalités d’entreposage et de distribution préalable d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne :

1) Veuillez confirmer s’il existe des lignes directrices nationales applicables à toutes les provinces.

2) Existe-t-il un système national de consolidation des données sur l’état d’entreposage et de distribution préalable des agents de blocage de la fonction thyroïdienne de chaque province? Dans l’affirmative, quelle est l’autorité responsable?

Le cadre administratif du Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU) et du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN) réunit les ressources et l’expertise disponibles au sein du gouvernement fédéral pour intervenir en cas d’urgences nucléaires de compétence fédérale ou aider les provinces dans leur intervention.

Des lignes directrices nationales relatives aux mesures de protection, comme le document de Santé Canada intitulé Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire, visent à aider les autorités d’intervention d’urgence fédérales et provinciales à choisir les mesures de protection appropriées afin de protéger la santé publique. Les seuils d’intervention établis dans ces lignes directrices servent à orienter les décisions quant au choix des mesures nécessaires pour protéger le public pendant une urgence nucléaire. Ces lignes directrices sont fondées, en partie, sur les conseils d’organisations internationales comme l’AIEA et la CIPR et figurent sur le site Web des publications du gouvernement du Canada.

Les exigences nationales comprendraient également le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires. Ce REGDOC stipule que les titulaires de permis doivent fournir les ressources et le soutien nécessaires aux autorités provinciales et municipales pour ce qui suit :

• s’assurer de distribuer à l’avance une quantité suffisante d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne à l’ensemble des résidences, commerces et institutions qui se trouvent dans la zone désignée de planification pour l’exposition au panache, avec les instructions relatives à leur administration adéquate
• veiller à disposer de suffisamment d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne dans la zone désignée de planification du contrôle de l’ingestion; il faut que ces stocks se trouvent dans un endroit qui facilitera leur distribution au public au besoin

Le REGDOC établit des exigences additionnelles relatives aux comprimés de KI, par exemple s’assurer que les comprimés entreposés et distribués au préalable ne sont pas périmés.

Étant donné que les centrales nucléaires au Canada ne se trouvent que dans 2 provinces (Ontario et Nouveau-Brunswick), le REGDOC ne s’applique qu’aux titulaires de permis de ces provinces. L’Ontario se trouve aussi dans les zones de planification d’urgence de 2 centrales nucléaires des États-Unis. Gestion des situations d’urgence Ontario est également responsable de collaborer avec les municipalités appropriées se trouvant dans les zones de planification d’urgence des réacteurs des États-Unis, et elle a distribué au préalable des agents de blocage de la fonction thyroïdienne dans les zones visées.

Il n’existe pas de système national pour consolider les données sur l’entreposage et la distribution préalable d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne puisqu’il s’agit d’une compétence provinciale. Par exemple, Gestion des situations d’urgence Ontario collabore avec le ministère de la Santé, OPG et les municipalités visées de l’Ontario pour distribuer au préalable des agents de blocage de la fonction thyroïdienne dans un rayon de 10 km de la centrale nucléaire et elle veille à ce que les agents de blocage de la fonction thyroïdienne soient entreposés en quantité suffisante et puissent être distribués en cas d’urgence. Cette façon de faire respecte les exigences du REGDOC-2.10.1. La majorité des provinces canadiennes n’a pas besoin de maintenir des stocks d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne étant donné qu’il n’y a pas de centrales nucléaires dans ces provinces et que ces dernières ne se trouvent pas dans les zones de planification d’urgence des réacteurs des États-Unis.

En ce qui concerne la page 184 :

1) en cas de distribution urgente d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne, existe-t-il des lignes directrices incluant les procédures qui suivent?

- vérifier si des contrindications/mesures de précaution s’appliquent à certaines personnes

- obtenir l’autorisation des parents aux fins de la distribution des comprimés de KI aux personnes mineures

- gérer les effets secondaires

2) Ces procédures sont-elles différentes d’une province à l’autre?

1) Le processus visant à décider du moment pertinent de l’ingestion d’iode est établi de façon générale dans le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN) – Plan directeur pour l’Ontario. Les critères techniques relatifs aux seuils d’intervention sont définis à l’annexe E de ce plan : si on estime que le public recevra une dose équivalente de plus de 50 mSv à la glande thyroïde, les autorités provinciales lui demanderont de prendre un comprimé de KI.

Le centre provincial des opérations d’urgence de l’Ontario a recours à la modélisation des doses pour estimer les doses de rayonnement au public afin d’étayer son processus décisionnel. Dans le cas extrêmement improbable où une urgence évoluant très rapidement ne donnerait pas suffisamment de temps à la province pour achever la modélisation, la décision serait fondée sur la situation à la centrale nucléaire. Ce cas est illustré dans le plan de mise en œuvre du PPIUN pour Darlington (tableau 4.2), et est essentiellement identique pour Bruce et Pickering.

La province ne se fierait pas aux mesures environnementales pour prendre cette décision puisque, si elle attendait le temps qu’il faut pour recevoir ces mesures, il serait trop tard. Pour assurer leur efficacité optimale, les comprimés de KI doivent être ingérés juste avant l’exposition.

Les directives seraient communiquées au public dans la zone affectée au moyen du système En Alerte. Des instructions seraient envoyées aux téléphones cellulaires de toutes les personnes se trouvant dans la zone, et seraient transmises par le biais d’alertes interrompant la diffusion à la radio et à la télévision. Des renseignements supplémentaires sur l’alerte du public se trouvent à la section 6.2 du plan de mise en œuvre du PPIUN pour Darlington. Encore une fois, ces arrangements sont essentiellement les mêmes pour Bruce et Pickering.

2) Au Nouveau-Brunswick, le Groupe consultatif technique du Nouveau-Brunswick déterminerait le moment pertinent pour recommander la prise d’un comprimé de KI, en fonction des Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire de Santé Canada.

En ce qui concerne la page 184, en cas de distribution préalable de comprimés de KI :

1) Existe-t-il des lignes directrices incluant les procédures suivantes relatives à la distribution préalable des comprimés de KI?

- Pour les institutions, les endroits cibles et la manière de gérer chaque emplacement

- Pour les résidents, la manière d’échanger ou de remettre les comprimés de KI ou de recevoir des comprimés additionnels

2) Veuillez expliquer comment ces procédures sont établies.

Les comprimés de KI doivent être distribués au préalable à tous les résidents et institutions dans un rayon de 10 km d’une centrale nucléaire conformément au REGDOC-2.10.1 de la CCSN. Tous les résidents, institutions et travailleurs se trouvant dans la zone de planification du contrôle de l’ingestion de 50 km peuvent également commander (gratuitement) des comprimés de KI par l’intermédiaire de www.preparetobesafe.ca en Ontario. Au Nouveau-Brunswick, les personnes et les institutions peuvent commander gratuitement des comprimés de KI en communiquant avec l’Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick. La province et les municipalités désignées disposent de comprimés de KI que les membres du public peuvent se procurer dans les pharmacies. La CCSN n’offre pas d’orientation à la province ou aux municipalités sur la manière de déterminer où entreposer les comprimés de KI.

Les autorités provinciales et municipales, avec l’appui du titulaire de permis, coordonnent conformément à une exigence du REGDOC-2.10.1 le remplacement des comprimés de KI périmés qui ont été distribués au préalable dans un rayon de 10 km. Toute personne qui commande des comprimés de KI par l’intermédiaire de www.preparetobesafe.ca est avisée de commander de nouveaux comprimés de KI à la date d’expiration, et d’autres comprimés peuvent être commandés sur le site Web en tout temps.

Santé Canada participe à 2 programmes de travail visant à communiquer l’expertise en matière de préparation aux urgences. Santé Canada et la National Nuclear Security Administration du département de l’Énergie des États-Unis ont élaboré un énoncé d’intention. Les 2 organisations se rencontrent chaque année pour mettre à jour et communiquer de l’information.

Il existe également le Nuclear/Radiation Communications Working Group, sous l’égide de l’Environmental Protection Agency des États-Unis, qui rassemble des professionnels des domaines de la communication et de la préparation à l’intervention en cas d’urgence nucléaire/radiologique. Le groupe constitue une plateforme permettant d’échanger des idées et de combler les écarts. Le groupe de travail offre aux membres l’occasion d’apprendre, de collaborer et de réseauter avec un groupe diversifié de spécialistes dans différentes disciplines. Les réunions trimestrielles de type webinaires sont généralement axées sur 1 seul sujet présenté par un spécialiste et comprennent une discussion subséquente.

L’article 18 du rapport national (page 205) décrit la construction des PRM et des microréacteurs.

1) Quels documents d’application de la réglementation la CCSN applique-t-elle pour évaluer les documents de conception des centrales nucléaires?

2) Veuillez indiquer si les critères d’évaluation des documents existants de conception des centrales nucléaires et le processus d’autorisation s’appliquent aux PRM et aux microréacteurs.

Les documents suivants de la CCSN servent à évaluer les conceptions de centrales nucléaires :

REGDOC-1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une installation dotée de réacteurs, version 2

REGDOC-2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service

REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour une installation dotée de réacteurs, version 2

REGDOC-2.5.1, Considérations générales liées à la conception : Facteurs humains

REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs

RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs

La CCSN utilise les documents existants d’application de la réglementation mis au point pour les centrales nucléaires et utilise une méthode graduelle pour les PRM. La CCSN améliore et modernise constamment le cadre de réglementation et continue de s’assurer qu’il demeure neutre sur le plan technologique et adaptable aux technologies novatrices comme les PRM.

La section « Mise à niveau des conceptions de centrales nucléaires existantes » indique que, dans le cadre d’un BPS, les titulaires de permis déterminent les modifications raisonnables et pratiques à apporter pour améliorer la sûreté de l’installation afin d’atteindre un niveau se rapprochant de celui décrit dans les normes modernes. Ils accordent également la priorité aux mesures correctives, y compris les améliorations à la conception et les autres améliorations à la sûreté. Typiquement, les nouvelles normes sont plus rigoureuses que celles sur lesquelles repose la conception d’une installation nucléaire.

Comment détermine-t-on la pertinence (les limites du caractère raisonnable) de telles mesures de modification?

La version actuelle du REGDOC‑2.5.2, bien qu’elle vise principalement les réacteurs refroidis à l’eau, s’applique à l’examen d’autres conceptions de réacteurs. Si d’autres technologies de réacteurs font l’objet d’un examen, elles sont assujetties aux objectifs de sûreté, aux concepts généraux de sûreté et aux exigences de gestion de la sûreté associés au REGDOC-2.5.2.

On prévoit que, à l’occasion d’une future mise à jour du REGDOC‑2.5.2, on accordera une attention particulière à son optimisation en vue de permettre l’examen des réacteurs non refroidis à l’eau tout en le maintenant axé sur des objectifs.

On indique que « L’utilisation d’uranium naturel dans les réacteurs CANDU signifie que les grappes de combustible (irradié ou non) ne peuvent atteindre un état critique dans l’air ou dans l’eau légère. Par conséquent, il ne peut survenir un accident de criticité lorsque le combustible CANDU se trouve dans une piscine de stockage du combustible usé ou dans une installation de stockage à sec. »

Quelles mesures sont prises dans la conception et l’exploitation des installations d’entreposage à sec pour assurer le refroidissement du combustible usé?

Avez-vous pris en compte la rétroaction de la France à l’égard de la corrosion sous contrainte découverte dans les circuits d’injection de sûreté des réacteurs à eau sous pression (RIS n^o 9063)? Dans l’affirmative, comment la rétroaction a-elle été prise en compte?

Des inspections particulières ont-elles été réalisées?

La CCSN exige, par le biais des conditions de permis, la mise en œuvre et la tenue à jour de programmes pour assurer la sûreté, par exemple des programmes visant l’analyse de la sûreté, l’aptitude fonctionnelle et la protection de l’environnement. La CCSN assure la surveillance des programmes par le biais d’activités de vérification de la conformité. Pour obtenir des renseignements sur la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs au Canada, veuillez consulter le plus récent Rapport national du Canada pour la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs. Le rapport est disponible sur le site Web public de la CCSN.

L’intégrité à long terme du combustible durant l’entreposage à sec a été étudiée et exposée dans le rapport de sûreté sur les déchets nucléaires. La récupération du combustible usé est incorporée dans la conception de l’entreposage à sec du combustible. Selon l’analyse, l’intégrité des gaines de combustible devrait dépasser 10⁶ ans.

Les conditions de déclenchement des LDGAG peuvent varier légèrement d’une centrale nucléaire canadienne à l’autre. Cependant, voici certaines conditions générales de déclenchement des LDGAG :

1) La détérioration des conditions d’accident existantes, ce qui pourrait être demandé par l’organisation de gestion des urgences (OGU)

2) Pour une tranche de réacteur dont la température du caloporteur est supérieure ou égale à 90 °C, la marge de saturation d’un collecteur d’entrée de réacteur se trouve dans la zone de surchauffe pendant plus de 15 minutes, et soit le niveau du modérateur est inférieur à la partie supérieure des canaux les plus hauts, soit les concentrations de rayonnement atteignent certains niveaux aux points de mesure désignés

3) Pour une tranche de réacteur dont la température du caloporteur est inférieure à 90 °C, la marge de sous-refroidissement est de 0 °C pendant plus de 15 minutes, et soit les concentrations de rayonnement indiquent une défaillance importante du combustible aux points de mesure désignés, soit l’OGU ou le chef de quart demande le déclenchement des LDGAG

4) Pour les piscines de stockage du combustible usé, selon les débits de dose de rayonnement gamma aux points de mesure désignés, les niveaux d’eau sont bas ou le groupe de soutien technique des LDGAG le conseille

Pour le déclenchement des LDEAU, la condition est la perte de toutes les sources d’alimentation c.a. (c’est-à-dire, l’alimentation de catégorie IV [réseau], l’alimentation de catégorie III [génératrices de secours] et l’alimentation d’urgence) à la centrale nucléaire. Il convient également de noter que l’EAU peut être déployé à la discrétion de l’OGU pour aider à atténuer d’autres événements si l’OGU le juge approprié.

La section 7.8, Qualification environnementale de l’équipement, du REGDOC‑2.5.2 restreint la portée de la qualification environnementale aux accidents de dimensionnement (AD). Toutefois, on peut lire plus bas ce qui suit : « Il faut démontrer avec une assurance raisonnable que l’équipement et l’instrumentation crédités pour fonctionner durant les CAD auront la capacité d’exécuter leurs fonctions de sûreté prévues dans les conditions environnementales anticipées. Une extrapolation justifiée du rendement de l’équipement et de l’instrumentation, fondée généralement sur des spécifications nominales, des essais de qualification environnementale et d’autres facteurs, peut être utilisée pour fournir l’assurance de leur opérabilité. »

De plus, la norme N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires du Groupe CSA, qui s’inscrit dans le fondement d’autorisation des centrales nucléaires canadiennes, restreint la qualification environnementale aux conditions d’AD. Toutefois, l’annexe B offre de l’orientation sur les évaluations de la capacité de survie de l’équipement dans des CAD.

Par conséquent, la portée de la réglementation de la qualification environnementale au Canada constitue une approche déterministe dans des conditions d’AD seulement. Il convient de noter que les CAD et les AHD constituent tous 2 des accidents graves et s’inscriraient dans la catégorie visée par le rapport du Canada à la page 223. Les CAD et les AHD sont assujettis à une approche probabiliste (par exemple, évaluation de la capacité de survie); on ne s’attend pas à ce que cette approche soit aussi rigoureuse que l’application de la qualification environnementale dans le dimensionnement. Les évaluations de la capacité de survie visent à obtenir l’assurance raisonnable que l’équipement survivra et sera en mesure de remplir sa fonction pour la durée des accidents graves.

Par conséquent, puisque la qualification environnementale n’est prise en compte que pour les conditions d’AD, les systèmes conventionnels sont déjà qualifiés étant donné qu’ils doivent respecter les exigences relatives aux AD. Les conditions environnementales difficiles attendues en cas d’accidents graves sont prises en compte dans l’évaluation de la capacité de survie.

Oui. Les simulations par la CCSN de l’évolution des accidents graves ont été utiles. Par exemple, les simulations ont permis de confirmer l’efficacité de l’EAU pour ce qui est de freiner considérablement l’évolution de l’accident et d’éviter des conséquences plus graves.

Les simulations analytiques font également parties du fondement des manœuvres et exercices de préparation aux situations d’urgence des titulaires de permis. Certains titulaires de permis élaborent les scénarios des participants aux manœuvres et exercices sur de telles simulations. D’autres incorporent dans l’élaboration des manœuvres et exercices les résultats d’analyse des accidents graves.