Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016

Table des matières

1 Vue d’ensemble
2 Rendement en matière de sûreté de l’ensemble des centrales nucléaires et développements en matière de réglementation
- 2.1 Évaluation globale de la sûreté
- 2.2 Développements en matière de réglementation
3 Rendement en matière de sûreté de chaque centrale nucléaire et développements en matière de réglementation
4 Sommaire et conclusions
Références
Acronymes et abréviations
Glossaire
Annexe A : Tendances sur cinq ans des activités de vérification de la conformité
Annexe B : Domaines de sûreté et de réglementation
Annexe C : Définitions des cotes et méthodes d’attribution
- C.1 Définitions
- C.2 Méthode d’attribution des cotes de rendement
Annexe D : Recherche et développement à l’appui de la réglementation des centrales nucléaires
Annexe E : Doses efficaces collectives aux centrales nucléaires
Annexe F : Limites de rejet dérivées pour les centrales nucléaires canadiennes
Annexe G : Modifications apportées aux permis d’exploitation et révisions des manuels des conditions de permis
Annexe H : Liste des activités de vérification de la conformité TERMINÉES par la CCSN en 2016

Sommaire

Chaque année, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) produit un rapport sur le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires au Canada. Le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016 présente l’évaluation par le personnel de la CCSN du rendement en matière de sûreté de l’ensemble des centrales nucléaires au Canada en 2016 et décrit en détail les progrès réalisés sur le plan des enjeux et des initiatives réglementaires au 30 avril 2017.

En 2016:

4 permis d’exploitation de centrale nucléaire étaient en vigueur
19 réacteurs étaient en exploitation
les tranches 2 et 3 de la centrale de Pickering sont demeurées dans un état de stockage sûr

Les renseignements sur l’installation de Gentilly-2, qui poursuit les travaux en vue de son déclassement, ne sont pas inclus dans le rapport.

Les documents mentionnés dans le rapport sont disponibles au public sur demande.

Faits saillants sur le rendement global

À la lumière des résultats des inspections réalisées aux sites ainsi que des examens et évaluations effectués, le personnel de la CCSN a conclu que les centrales nucléaires ont été exploitées de manière sûre en 2016. Les évaluations de toutes les observations relatives aux domaines de sûreté et de réglementation (DSR) ont démontré que, de façon globale, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis en œuvre des programmes qui prévoient des mesures adéquates pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations internationales du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire.

Les observations suivantes permettent de conclure à l’exploitation sûre des centrales :

Aucune défaillance grave de système fonctionnel n’est survenue aux centrales nucléaires.
Les doses de rayonnement reçues par les membres du public étaient largement inférieures aux limites de dose réglementaires.
Les doses de rayonnement reçues par les travailleurs des centrales nucléaires étaient inférieures aux limites réglementaires.
La fréquence et la gravité des blessures non radiologiques mettant en cause des travailleurs ont été très faibles.
Aucun rejet radiologique dans l’environnement provenant des centrales n’a dépassé les limites réglementaires.
Les titulaires de permis ont respecté les exigences concernant les obligations internationales du Canada.
Aucun événement aux centrales nucléaires supérieur à l’échelle 0 de l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques n’a été signalé à l’Agence internationale de l’énergie atomique.

Le tableau 1 résume le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires du Canada en 2016. Il présente les cotes des DSR de chaque centrale, les moyennes de l’industrie pour chaque DSR et les cotes intégrées de rendement qui résument le rendement global en matière de sûreté. Les catégories de cotes des DSR sont «Entièrement satisfaisant» (ES), «Satisfaisant» (SA), «Inférieur aux attentes» (IA) et «Inacceptable» (IN).

La cote «Satisfaisant» indique que les mesures en matière de sûreté et de réglementation prises par le titulaire de permis sont efficaces, tandis que la cote «Entièrement satisfaisant» indique que ces mesures sont très efficaces. La cote «Inférieur aux attentes» signifie que les mesures sont légèrement en deçà des attentes, tandis que la cote «Inacceptable» signifie qu’elles sont clairement inefficaces.

Tableau 1 : Cotes de rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires canadiennes en 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES	ES	SA	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	ES	ES	ES	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	SA	SA	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	ES	ES	SA	ES
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote intégrée de rendement	ES	SA	ES	ES	SA	SA
*Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada

Les cotes attribuées au rendement dans les DSR étaient «Entièrement satisfaisant» ou «Satisfaisant» pour toutes les centrales nucléaires en 2016. Dans l’ensemble des centrales, la cote «Entièrement satisfaisant» a été attribuée 19 fois, comme en 2015.

En 2016, la cote de rendement moyenne de l’industrie était «Satisfaisant» pour dix DSR et «Entièrement satisfaisant» pour quatre DSR. La moyenne de l’industrie a augmenté d’une cote «Entièrement satisfaisant» (pour le domaine Analyse de la sûreté) entre 2015 et 2016.

Aucune des centrales n’a reçu de cote intégrée «Inférieur aux attentes» ou «Inacceptable».

Faits saillants du rendement pour chaque centrale

Le tableau 2 présente un résumé des faits saillants concernant le rendement en matière de sûreté pour les centrales nucléaires du Canada entre 2015 et 2016. Les cotes attribuées aux divers DSR sont demeurées à «Entièrement satisfaisant», ont diminué de «Entièrement satisfaisant» en 2015 à «Satisfaisant» en 2016, ou ont augmenté de «Satisfaisant» en 2015 à «Entièrement satisfaisant» en 2016. Les DSR dont les cotes sont demeurées au niveau «Satisfaisant» entre 2015 et 2016 ne sont pas inclus dans ce tableau.

Tableau 2: Rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires canadiennes– Changements importants de 2015 à 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce-A		Bruce-B		Darlington		Pickering		Point Lepreau
Année	2015	2016	2015	2016	2015	2016	2015	2016	2015	2016
Conduite de l’exploitation	ES	ES²	ES	ES²	ES	ES²	ES	ES²
Analyse de la sûreté	SA	ES¹	SA	ES¹	ES	ES²	ES	ES²	SA	ES¹
Radioprotection	SA	ES¹	SA	ES¹	ES	ES²	ES	SA³
Santé et sécurité classiques	ES	ES²	ES	SA³	ES	SA³	ES	ES²	ES	ES²
Gestion des déchets	ES	ES²	ES	ES²	ES	ES²	ES	ES²
Sécurité	ES	SA³	ES	SA³
Cote intégrée de rendement	ES	ES²	ES	SA³	ES	ES²	ES	ES²
Légende Augmentation du rendement en 2016 Mêmes cotes qu’en 2015 Diminution du rendement en 2016

1 Vue d’ensemble

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est l’organisme fédéral qui réglemente l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, et d’informer objectivement le public et les peuples autochtones^{Notes de bas de page 1} sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire. Les titulaires de permis sont responsables d’exploiter leurs installations de manière sûre, et ils sont tenus de mettre en œuvre des programmes qui prévoient des mesures adéquates pour respecter la législation et les exigences réglementaires.

Chaque année, le personnel de la CCSN évalue le rendement global en matière de sûreté des centrales nucléaires au Canada (le rendement de l’industrie dans son ensemble et celui de chaque centrale.) Le rapport contient un résumé des résultats de cette évaluation.

Le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016 résume l’évaluation de chaque centrale nucléaire par rapport à son fondement d’autorisation (qui est défini dans le document d’information de la CCSN intitulé Objectif et définition du fondement d’autorisation[1]). Le fondement d’autorisation comprend les exigences juridiques de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), les règlements pris en vertu de cette loi, les conditions des permis d’exploitation, les normes et les documents d’application de la réglementation pertinents ainsi que les mesures de sûreté et de réglementation dans les demandes de permis et les documents des titulaires de permis. Les évaluations reposent sur l’information recueillie par le personnel de la CCSN lors d’inspections, d’activités de surveillance sur les sites, d’observations sur le terrain, d’examens documentaires et de revues des indicateurs de rendement.

Dans la mesure du possible, le rapport établit des comparaisons et dégage des tendances. Il met également en lumière les nouveaux enjeux et les développements en matière de réglementation se rapportant à l’ensemble du secteur nucléaire et à chacune des centrales nucléaires autorisées. L’information présentée dans ce domaine comprend des mises à jour sur l’autorisation, les manuels des conditions de permis (MCP), les projets, les initiatives et les communications avec le public et les peuples autochtones. Ce rapport comprend :

une vue d’ensemble des centrales nucléaires au Canada
l’évaluation et les cotes de rendement en matière de sûreté pour l’ensemble de l’industrie nucléaire ainsi que pour chacune des centrales nucléaires autorisées, pour l’année civile 2016
des renseignements détaillés sur des questions d’autorisation et d’autres questions de réglementation se rapportant à l’ensemble de l’industrie ainsi qu’à chacune des centrales nucléaires autorisées, pour la période allant du 1^er janvier 2016 au 30 avril 2017

Le rapport comprend aussi plusieurs mises à jour portant sur :

le projet de nouvelle centrale nucléaire à Darlington
le Programme indépendant de surveillance environnementale
les bilans périodiques de la sûreté
la surveillance de l’état associé à la dégradation des tubes de force
l’état d’achèvement des études probabilistes de sûreté
l’interopérabilité radio dans la région de Durham
les systèmes de transfert de données sur les centrales entre les centrales nucléaires et le Centre des mesures d’urgence de la CCSN
le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire de l’Ontario

Le rapport comprend également huit annexes, un glossaire et une liste de références. Les annexesA, B et C présentent des renseignements généraux concernant la surveillance réglementaire, par la CCSN, des centrales nucléaires au Canada. L’annexeD présente des renseignements sur les programmes de recherche et de développement des titulaires de permis et de la CCSN qui visent à accroître la sûreté nucléaire. Elle décrit également quelques-uns des dossiers de sûreté qui sont au cœur des programmes de recherche et qui font également l’objet d’une surveillance réglementaire. Les annexesE, F et G présentent des renseignements supplémentaires détaillés propres à chaque centrale. L’annexe H, qui est nouvelle cette année, renferme une liste des inspections de vérification de la conformité menées au cours de l’année civile pour chaque centrale nucléaire.

Les documents mentionnés dans ce rapport sont disponibles au public sur demande.

1.1 Centrales nucléaires du Canada

Au Canada, on compte quatre centrales nucléaires autorisées, situées dans deux provinces et exploitées par trois titulaires de permis distincts. Le nombre de réacteurs à chaque centrale nucléaire varie entre un et huit, et tous ces réacteurs sont de type CANDU (réacteur CANadien à Deutérium-Uranium). Ce type de centrale a été initialement mis au point par la société d’État canadienne Énergie atomique du Canada limitée (EACL), et est commercialisé sous licence par le Groupe SNC-Lavalin Inc. par l’intermédiaire de sa filiale à part entière Candu Énergie inc. Au total, 19réacteurs étaient en exploitation en 2016. Les tranches2 et 3 de Pickering demeurent dans un état de stockage sûr.

Comme l’indiquait le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada: 2015, les prochains rapports de surveillance à l’égard de Gentilly-2, y compris le rapport pour l’année civile2016, ne seront pas inclus dans le rapport de 2016.

En plus de montrer l’emplacement géographique de toutes les centrales nucléaires au Canada, la figure 1 présente des données propres à chacune, notamment la capacité de production d’électricité des réacteurs, l’année de leur mise en service, le nom du titulaire de permis et la date d’expiration du permis d’exploitation.

Figure 1 : Emplacements des centrales nucléaires en exploitation au Canada et données relatives à celles-ci


Centrale	Titulaire de permis	Localité	État des tranches	Capacité brute de production d’électricité par réacteur (MWé)	Entrée en service¹	Date d’expiration du permis
Bruce-A²	Bruce Power Inc.	Tiverton (Ont.)	Quatre en exploitation	831	1977	31 mai 2020
Bruce-B²	Bruce Power Inc.	Tiverton (Ont.)	Quatre en exploitation	872	1984	31 mai 2020
Darlington	Ontario Power Generation Inc.	Darlington (Ont.)	Quatre en exploitation	935	1990	30 novembre 2025
Pickering	Ontario Power Generation Inc.	Pickering (Ont.)	Six en exploitation, deux vides de combustible et en état de stockage sûr	Tranches 1 et 4 : 542 Tranches 5 à 8 : 540	Tranches 1 et 4 : 1971 Tranches 5 à 8 : 1982	31 août 2018
Point Lepreau	Société d’Énergie du Nouveau-Brunswick	Lepreau (N.-B.)	Un en exploitation	705	1982	30 juin 2017
¹ Dans le cas des centrales nucléaires à tranches multiples, l’année d’entrée en service de la première tranche est indiquée. ² Les centrales Bruce-A et Bruce-B sont visées par un même permis de centrale à tranches multiples, comportant huit tranches en exploitation.

1.2 Surveillance réglementaire

La CCSN réglemente le secteur nucléaire au Canada, y compris les centrales nucléaires, en délivrant des permis, en vérifiant la conformité, en faisant appliquer la loi et en produisant des rapports. Pour chaque centrale nucléaire, le personnel de la CCSN mène des inspections, des examens et des évaluations des programmes, des processus et du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis.

La CCSN utilise une approche de réglementation fondée sur le risque pour prévoir des ressources et une surveillance réglementaire qui correspondent au risque associé à l’activité réglementée. Ses efforts de réglementation, du point de vue de la délivrance des permis et de la conformité, découlent de cette approche.

Deux cent trois (203) employés de la CCSN travaillent directement à la mise en œuvre du Programme de réglementation des centrales nucléaires, une tâche à laquelle d’autres membres de l’organisation apportent également leur soutien. Ces ressources comprennent 37employés de la CCSN en poste aux sites de toutes les centrales nucléaires. Ces employés réalisent des inspections et des vérifications, surveillent le rendement en matière de sûreté et offrent un soutien en matière de réglementation.

1.3 Cadre des domaines de sûreté et de réglementation

Le personnel de la CCSN utilise le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (cadre des DSR) pour évaluer le rendement de chaque titulaire de permis en matière de sûreté. Le cadre comprend 14 DSR, et chaque DSR se divise en domaines particuliers qui définissent ses éléments clés. (Une liste complète des DSR et des domaines particuliers se trouve à l’annexe B.)

Les DSR sont regroupés en trois grands domaines fonctionnels:

Gestion
Installations et équipement
Processus de contrôle de base

À la suite de la publication du document RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques [2], les titulaires de permis ont mis en œuvre des programmes d’information et de divulgation publiques. L’objectif premier de chaque programme, en ce qui a trait aux activités autorisées, consiste à garantir que les renseignements sur la sûreté, la santé, la sécurité et l’environnement ainsi que sur les autres questions associées au cycle de vie des installations nucléaires sont communiqués efficacement au public et aux peuples autochtones. Si le public ou les peuples autochtones ont manifesté leur intérêt à cet égard, le programme prévoit un engagement à communiquer rapidement les renseignements concernant l’installation autorisée au cours de la période d’autorisation ainsi qu’un protocole à cette fin.

1.4 Évaluation du rendement en matière de sûreté

Le Rapport 2016 sur les centrales nucléaires présente les cotes de rendement en matière de sûreté pour chacun des DSR à chacune des centrales nucléaires. Les cotes sont attribuées en fonction des résultats des activités du Programme de vérification de la conformité. Les observations sont classées dans les DSR appropriés et évaluées en fonction d’un ensemble d’objectifs et de critères de rendement élaborés par la CCSN.

L’évaluation présentée dans le rapport sur les centrales nucléaires comprend une cote intégrée de rendement pour chaque centrale.

Cette cote est une mesure générale du rendement global en matière de sûreté à chacune des centrales nucléaires. Elle est déterminée en combinant les cotes attribuées au rendement pour les 14 différents DSR. (L’annexe C.2 contient une description détaillée de la méthode adoptée par la CCSN pour attribuer les cotes de rendement aux centrales nucléaires.)

Pour établir les cotes de rendement, le personnel de la CCSN a tenu compte de1079observations. La plupart des observations (c.-à-d. 99,6%) étaient conformes aux exigences, de valeur négligeable ou de faible importance sur le plan de la sûreté. En d’autres mots, chacune de ces observations a eu une incidence positive, négligeable ou légèrement négative sur l’évaluation d’un domaine particulier. Les autres observations (c.-à-d. moins de 0,4%) ont eu une incidence négative sur l’évaluation d’un domaine particulier. (Les observations ayant une incidence moyenne en matière de sûreté sont présentées à la section 3 de ce rapport.)

1.5 Délivrance de permis

La délivrance de permis aux centrales nucléaires par la CCSN est un processus exhaustif et couvre 14DSR, lesquels sont définis à l’annexeB.

La CCSN évalue les demandes de permis pour veiller à ce que les mesures de sûreté proposées soient fiables sur les plans technique et scientifique, à ce que toutes les exigences précisées dans les demandes soient respectées et à ce que des systèmes de sûreté appropriés soient en place pour protéger la population et l’environnement. Le processus de délivrance de permis offre des possibilités considérables pour la participation du public et des peuples autochtones, notamment au cours des audiences publiques de la Commission et des réunions communautaires ouvertes au grand public et diffusées en direct sur le Web.

Chacune des centrales décrites dans le rapport a obtenu un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance nucléaire (PERP) délivré par la Commission. La durée d’un PERP est habituellement de cinq ans, mais la CCSN fait maintenant la transition pour des PERP de plus longue durée (10ans en perspective), de concert avec la mise en œuvre d’un bilan périodique de sûreté (BPS) exhaustif, pour la préparation du renouvellement des permis. Le processus de BPS est décrit en détail à la section 2.2.2.

Les PERP sont relativement similaires pour les quatre centrales nucléaires et comportent des conditions de permis normalisées qui sont structurées selon les DSR. Par exemple, pour le DSR Radioprotection, chaque PERP comporte une condition qui oblige le titulaire de permis à mettre en œuvre et à tenir à jour un programme de radioprotection. Les critères détaillés de vérification de la conformité pour chaque programme de radioprotection figurent dans le manuel des conditions de permis (MCP) pour chaque centrale nucléaire. Chaque manuel est rédigé par le personnel de la CCSN et contient des critères détaillés de vérification de la conformité pour toutes les conditions du PERP. Les MCP correspondent au fondement d’autorisation (décrit ci‑dessus) pour chaque centrale nucléaire et établissent la base du programme de vérification de la conformité pendant la période d’autorisation.

Le personnel de la CCSN procède actuellement à l’uniformisation des MCP pour les centrales nucléaires en exploitation. Il s’agit d’adopter ou d’adapter progressivement des modèles, du texte générique et des directives communes pour la rédaction et la révision de ces manuels qui s’appliquent à tous les permis de la CCSN qui s’accompagnent d’un MCP. Cette tâche sera réalisée progressivement pour les centrales nucléaires, et commencera avec le manuel de la centrale de Point Lepreau.

Le 30 juin 2016, Énergie NB a demandé le renouvellement du PERP de sa centrale de Point Lepreau pour une période de cinq ans. Au cours de la deuxième moitié de 2016, le personnel de la CCSN a évalué la demande de renouvellement de permis et une audience publique en deux parties eu lieu en janvier et en mai 2017. En juin 2017, la Commission a renouvelé le PERP pour la période allant du 1^er juillet 2017 au 30 juin 2022.

Le personnel de la CCSN s’affaire à revoir l’ébauche du MCP pour Point Lepreau en vue du début prévu de la prochaine période d’autorisation. Ce travail consiste à adopter les instructions normalisées concernant la rédaction des MCP de la CCSN. Comme ces instructions correspondent relativement bien au contenu actuel des MCP des centrales nucléaires, la révision sera similaire à l’ébauche présentée à la Commission lors de la Partie1 de l’audience sur le renouvellement du permis de Point Lepreau.

1.6 Programme de vérification de la conformité

Le rendement en matière de sûreté aux centrales nucléaires présenté dans ce rapport a été évalué en utilisant les résultats d’activités planifiées dans le cadre du Programme de vérification de la conformité (PVC) de la CCSN. En 2016, ces activités comprenaient la surveillance et le suivi effectués par les inspecteurs en poste de façon permanente aux sites, des inspections réalisées avec le soutien d’experts techniques et des examens documentaires effectués par des spécialistes techniques couvrant un grand nombre de domaines. Ces activités sont réalisées en combinant de manière efficace des examens des documents, des observations sur les lieux de travail et des entrevues avec des travailleurs. Toutes les activités de vérification de la conformité sont bien documentées et procurent un registre de preuves objectives servant de fondement aux résultats en matière de conformité.

Le tableau 3 présente les activités de vérification de la conformité réalisées par le personnel de la CCSN par centrale nucléaire et pour toutes les centrales nucléaires. En 2016, le personnel de la CCSN a consacré plus de 16400jours-personnes à des inspections, des examens d’événements et d’autres activités de vérification de la conformité, soit pratiquement le même nombre de jours-personnes qu’en 2015.

Tableau 3: Activités de vérification de la conformité réalisées en 2016 pour chaque centrale nucléaire et le secteur nucléaire, en jours-personnes
Activités de vérification de la conformité	Bruce-A et Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Total – Industrie
Inspections	1226	1422	1156	785	4589
Examens d’événements	192	114	118	72	496
Autres activités*	3632	1947	3659	2136	11374
Total	5050	3483	4933	2993	16459
* Comprennent notamment des inspections visuelles des centrales nucléaires ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

On trouvera à l’annexe A la tendance sur cinq ans des activités de conformité. Toutes les inspections réalisées en 2016 sont énumérées à l’annexe H.

Le Programme de vérification de la conformité repose sur un ensemble d’activités englobant les 14 DSR et réalisées à une fréquence variable au cours d’un cycle quinquennal. Ces activités de base représentent l’ensemble des activités minimales requises pour déterminer de manière systématique et exhaustive si les titulaires de permis se conforment à toutes les mesures en matière de sûreté et de réglementation établies comme fondement pour l’autorisation de leurs centrales nucléaires.

Entre 80 et 100activités applicables de vérification de la conformité sont sélectionnées parmi les activités de base, pour le plan de conformité de l’année. Des activités additionnelles et réactives de vérification de la conformité sont ajoutées; elles portent sur des questions propres à chaque centrale et concernent des problèmes connus ou potentiels du titulaire de permis. Les spécialistes techniques et le personnel responsable des permis à la CCSN valident le plan annuel, selon une approche fondée sur le risque prenant en compte l’état de chacune des centrales nucléaires, l’historique du rendement, les conditions et les défis afin d’assurer une surveillance réglementaire et une évaluation du rendement en matière de sûreté appropriées. Des activités additionnelles de vérification de la conformité peuvent également être ajoutées au besoin au cours de l’année, en réponse aux problèmes nouveaux que connaissent les titulaires de permis.

L’objectif consiste à voir à ce que le PVC pour les centrales nucléaires soit toujours actuel, fondé sur le risque, axé sur le rendement et adapté aux situations de chacune des centrales nucléaires.

En 2015-2016, le Commissaire à l’environnement et au développement durable a réalisé une vérification du rendement de la surveillance exercée par la CCSN du secteur nucléaire, portant sur la période d’avril 2013 à mars 2015. Le Rapport 1 – Inspection des centrales nucléaires – Commission canadienne de sûreté nucléaire a été publié en octobre 2016. Le rapport portait sur la documentation des processus de la CCSN concernant la planification et la consignation des inspections des sites afin de vérifier la conformité des centrales nucléaires, l’affectation des ressources à l’appui des inspections des sites et la confirmation que des mesures sont prises pour corriger les non‑conformités relevées. Les principales conclusions du rapport étaient que la CCSN:

n’a pas pu démontrer qu’elle disposait d’un processus systématique, adéquat et fondé sur les risques pour planifier ses inspections des centrales nucléaires
n’a pas toujours respecté ses propres procédures d’inspection
a fait des suivis pour confirmer que les centrales nucléaires avaient corrigé les cas de non-conformité relevés par la CCSN, mais elle n’a pas toujours délivré les rapports définitifs à temps

La CCSN a accepté les constatations de la vérification et a mis en œuvre un plan de mesures correctives afin de répondre aux cinq recommandations formulées concernant l’amélioration de la documentation du programme d’inspection des centrales nucléaires.

Les améliorations apportées par le personnel de la CCSN comprenaientce qui suit :

améliorer la documentation des processus de planification des inspections
établir des critères détaillés qui expliquent à quel moment réaliser des inspections de typeI
obtenir l’approbation de la direction pour tous les guides d’inspection
mettre en place un mécanisme de suivi pour s’assurer que les leçons tirées sont consignées à la fin de chaque inspection
tenir des examens trimestriels, par la direction, sur la rapidité de préparation des rapports d’inspection finale

En date du 30 septembre 2016, la CCSN avait mis en œuvre quatre recommandations. La dernière recommandation portant sur la planification des inspections était réglée au 31 mars 2017.

1.7 Application de la loi

La CCSN utilise une approche graduelle afin d’encourager et d’imposer la conformité et de décourager tout nouveau cas de non-conformité.

Lorsqu’un nouveau cas de non-conformité (ou une non-conformité continue) a été décelé, le personnel de la CCSN en évalue l’importance et choisit la mesure d’application appropriée en fonction de son approche graduelle. Chaque mesure d’application constitue une intervention distincte et indépendante dans les cas de non-conformité.

Voici les mesures qui visent à encourager ou à imposer la conformité et à décourager tout nouveau cas de non-conformité :

informer les titulaires de permis
envoyer des avis écrits
présenter des demandes en vertu du paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
délivrer des ordres
renforcer la surveillance réglementaire
prendre des mesures d’autorisation
délivrer des sanctions administratives pécuniaires
retirer l’accréditation de personnes ou l’homologation d’un équipement
entamer des poursuites

Les mesures d’application peuvent être appliquées de façon indépendante ou avec d’autres mesures.

Il faut faire preuve de jugement et prendre en compte plusieurs facteurs pour déterminer la stratégie d’application de la loi qui convient le mieux à une situation donnée. Si les mesures initiales d’application de la loi ne poussent pas les parties visées à se conformer rapidement, d’autres mesures d’application peuvent être prises.

1.8 Exigences en matière de rapport

En avril 2014, la Commission a approuvé le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [3], qui remplace la norme d’application S-99, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [4]. Ce nouveau document d’application de la réglementation est entré en vigueur le 1^er janvier 2015 au moyen d’une modification du permis d’exploitation de chaque centrale nucléaire. Par conséquent, le rapport fait référence au REGDOC-3.1.1 en ce qui concerne les rapports que les titulaires de permis doivent soumettre à la CCSN.

Tel que décrit dans le REGDOC-3.1.1, toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada doivent présenter à la CCSN les rapports périodiques suivants :

rapport trimestriel sur les indicateurs de rendement en matière de sûreté
rapport trimestriel sur les enveloppes de pression de la centrale nucléaire
rapport trimestriel sur le personnel de la centrale nucléaire
rapport trimestriel sur la sécurité de l’exploitation
rapport annuel sur la protection de l’environnement
rapport annuel sur la recherche et le développement
rapport annuel sur la fiabilité et les dangers
rapport annuel sur la surveillance et l’inspection du combustible

Autres rapports périodiques spéciauxà soumettre:

mises à jour des descriptions de l’installation et du rapport final d’analyse de la sûreté
étude probabiliste de sûreté
évaluation du risque environnemental sur le site
rapport sur la sécurité de la centrale nucléaire
plan de déclassement proposé

Le REGDOC-3.1.1 précise aussi que les centrales nucléaires en exploitation doivent déclarer toutes les situations et tous les événements imprévus à la CCSN. Ces rapports sont affichés sur les sites Web respectifs des titulaires de permis :

OPG
Bruce Power Inc.
Énergie NB

En 2016, conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont signalé au personnel de la CCSN 248événements et soumis 78rapports périodiques. Ces rapports d’événement n’ont donné lieu à aucune observation ayant une importance moyenne ou élevée sur le plan de la sûreté. Toutes les observations étaient de faible importance, de valeur négligeable ou conformes aux exigences. En 2016, deux événements ont été signalés à la Commission au moyen d’un rapport initial d’événement. (Voir les sections 2.2.4 et 3.)

2 Rendement en matière de sûreté de l’industrie et développements en matière de réglementation

Cette section fait état en détail du rendement de l’industrie en matière de sûreté et ainsi que des autres développements en matière de réglementation.

La section 2.1 de ce rapport est consacrée au rendement de l’industrie en matière de sûreté. Le personnel de la CCSN y trouvera une évaluation intégrée du rendement en matière de sûreté de l’ensemble des centrales nucléaires pour chacun des 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) en 2016, y compris les points saillants des questions et des observations génériques. Le rendement global correspond à l’estimation d’une cote moyenne du rendement de l’ensemble des centrales nucléairespour chacun des DSR.

Pour en arriver à ces conclusions, le personnel de la CCSN a évalué dans quelle mesure les programmes des titulaires de permis répondent aux exigences et aux attentes réglementaires, contribuent à préserver la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement et aident à respecter les obligations internationales du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Les conclusions du présent rapport sont fondées sur des observations accumulées lors d’inspections de vérification de la conformité, d’examens documentaires, d’inspections sur le terrain et de suivi des progrès des titulaires de permis sur le front des mesures d’application. Pour qu’elles soient prises en compte dans cette évaluation, les observations doivent avoir été communiquées aux titulaires de permis visés au plus tard en février 2017. Les évaluations sont classées selon les 14 DSR:

Système de gestion
Gestion de la performance humaine
Conduite de l’exploitation
Analyse de la sûreté
Conception matérielle
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Santé et sécurité classiques
Protection de l’environnement
Gestion des urgences et protection-incendie
Gestion des déchets
Sécurité
Garanties et non-prolifération
Emballage et transport

On trouvera à l’annexe B la définition des DSR, les objectifs de rendement et les domaines particuliers de chaque DSR et à l’annexe C, la définition des cotes de rendement et la méthode utilisée pour les attribuer.

Les indicateurs de rendement de la CCSN et ceux de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires sont également inclus dans cette section pour faire ressortir différentes tendances. Les indicateurs de rendement en matière de sûreté (IRS) de la CCSN sont définis dans le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires[3]. Il est utile d’établir des comparaisons pour suivre la tendance du rendement d’une centrale nucléaire, mais on peut difficilement comparer les données d’une centrale nucléaire à celles d’une autre pour une même année. De nombreux facteurs – par exemple le nombre de tranches en exploitation, la conception, la puissance des tranches ou les activités réalisées – entraînent des écarts dans la valeur des IRS.

Des renseignements détaillés sur les questions et développements en matière de réglementation sont abordées à la section 2.2. La période de référence pour la section 2.2 s’étale du 1^erjanvier 2016 au 30avril 2017, sauf indication contraire.

2.1 Évaluation globale de la sûreté

2.1.1 Système de gestion

Ce DSR englobe le cadre qui établit les processus et les programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté et surveille continuellement son rendement à l’égard de ces objectifs, tout en favorisant une saine culture de sûreté. La cote moyenne de rendement pour l’ensemble des centrales nucléaires dans ce DSR est «Satisfaisant», soit la même que l’année dernière.

Le personnel de la CCSN a conclu que dans l’ensemble, le rendement pour le DSR Système de gestion aux centrales nucléaires répondait à toutes les exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour le système de gestion
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Système de gestion comprend les domaines particuliers suivants :

Système de gestion
Organisation
Évaluation du rendement et examen des améliorations et de la gestion (aucune observation importante à signaler)
Expérience en exploitation (aucune observation importante à signaler)
Gestion des changements organisationnels
Culture de sûreté
Gestion de la configuration
Gestion des documents
Gestion des entrepreneurs
Continuité des opérations (aucune observation importante à signaler)

Système de gestion

La CCSN exige que chaque titulaire de permis mette en œuvre un système de gestion conforme aux exigences de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5] (c.-à-d., Bruce Power et Énergie NB) ou CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [6] (c.‑à-d., OPG). Bruce Power et Énergie NB ont présenté leur plan d’action respectif pour passer à la norme CSA N286‑F12. Le personnel de la CCSN a examiné leurs plans d’action et les a approuvés. La transition sera menée à bien d’ici décembre 2018 pour Bruce Power et décembre 2017 pour Énergie NB.

Les activités de surveillance menées par le personnel de la CCSN en 2016 ont révélé certaines lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté en ce qui a trait à la documentation, par exemple le fait de ne pas mettre à jour régulièrement les documents et de ne pas respecter les procédures. Ces lacunes n’entravent pas l’exploitation sûre des centrales.

Le personnel de la CCSN continuera de surveiller les mesures correctives prises par les titulaires de permis en ce qui concerne les mesures de suivi toujours actives jusqu’à ce qu’elles aient été mises en œuvre de façon satisfaisante en utilisant la Banque d’information réglementaire.

Organisation

La structure de l’organisation ainsi que les rôles et responsabilités pour chaque titulaire de permis sont documentés conformément aux exigences relatives au système de gestion. Au cours des activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a vérifié la mise en œuvre des rôles et responsabilités. Ces activités n’ont donné lieu à aucune observation importante.

Gestion du changement

Les programmes de base en matière de gestion du changement ont été mis en œuvre sur chaque site. Les activités de vérification de la conformité n’ont donné lieu à aucune observation importante dans le domaine.

Le personnel de la CCSN a observé certaines lacunes peu importantes sur le plan de la sûreté en ce qui a trait aux modifications à la documentation. Les titulaires de permis ont présenté des mesures correctives acceptables pour y remédier. Les titulaires de permis continuent de mettre en œuvre leurs programmes de gestion du changement.

Culture de sûreté

Les titulaires de permis autoévaluent leur culture de sûreté sur une base périodique. Ces évaluations font appel à plusieurs méthodes de collecte des données, notamment des sondages, des entrevues et des discussions de groupe. Chaque titulaire de permis a mis sur pied un groupe de surveillance de la culture de sûreté conformément aux orientations données dans le document 09-07, révision 1, Fostering a Healthy Nuclear Safety Culture [7] du Nuclear Energy Institute. Le personnel de la CCSN a examiné les autoévaluations de la culture de sûreté réalisées par les titulaires de permis et confirmé la pertinence de leurs mesures de suivi.

Gestion de la configuration

La gestion de la configuration est une approche systématique qui sert à déterminer, à documenter et à modifier les caractéristiques des structures, systèmes et composants d’une installation. Elle permet aussi de maintenir la conformité aux exigences de conception, à la configuration physique et à l’information sur la configuration de l’installation.

Le personnel de la CCSN a constaté que les titulaires de permis tenaient à jour la configuration des structures, systèmes et composants et que ceux-ci étaient conformes à leurs programmes. Il a donc déterminé que les titulaires de permis répondaient aux exigences réglementaires pour la gestion de la configuration en 2016.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a constaté que les titulaires de permis tenaient à jour et conservaient l’information documentée conformément aux exigences réglementaires. Il a relevé des lacunes peu importantes sur le plan de la sûreté en ce qui a trait à la qualité ainsi qu’à la conservation et à la tenue à jour des documents produits par certains titulaires de permis. Le personnel de la CCSN surveille la mise en œuvre des plans de mesures correctives présentés par les titulaires de permis visés. (On trouvera aux sections 3.1.1.1 et 3.2.1.1 plus d’information sur ces lacunes.)

Gestion des entrepreneurs

Le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis ont mis en œuvre des programmes pour la gestion des entrepreneurs afin d’assurer une saine gestion des projets et des activités des entrepreneurs. Le personnel de la CCSN a relevé quelques domaines d’amélioration dans les programmes de certains titulaires de permis. Ces aspects touchent la gouvernance, la mise en œuvre des processus de surveillance des entrepreneurs ainsi que le manque de données probantes attestant la surveillance des activités des entrepreneurs. Le personnel de la CCSN a examiné les plans de mesures correctives présentés par les titulaires de permis et il les a acceptés. Il surveille actuellement leur mise en œuvre. (On trouvera aux sections 3.1.1.1, 3.2.1.1 et 3.4.1.1 plus d’information sur ces questions.)

2.1.2 Gestion de la performance humaine

Ce DSR englobe les activités qui permettent d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents, et qu’ils possèdent les connaissances, les compétences, les procédures et les outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité et de manière compétente. En 2016, la cote moyenne de rendement pour l’ensemble des centrales nucléaires dans ce DSR était «Satisfaisant», soit la même que l’année dernière.

Le personnel de la CCSN a conclu que dans l’ensemble, le rendement pour le DSR Gestion de la performance humaine aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour la gestion de la performance humaine


Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants:

Programme de performance humaine
Formation du personnel
Accréditation du personnel
Examens d’accréditation initiale et tests de requalification
Organisation du travail et conception de tâches
Aptitude au travail

Programme de performance humaine

Chaque titulaire de permis utilise un programme de performance humaine pour réduire les erreurs humaines et organisationnelles et aider les travailleurs à exécuter leurs tâches en toute sécurité. Les activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN ont révélé que ces programmes répondaient aux exigences réglementaires.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis utilisent des systèmes de formation reposant sur les principes d’une approche systématique à la formation. En 2016, la mise en œuvre de ces systèmes à chaque installation répondait aux exigences réglementaires. Les titulaires de permis remédient à toutes les lacunes décelées dans la mise en œuvre de ces systèmes conformément aux processus prévus dans leur plan de mesures correctives. Ces lacunes ne présentent pas de risque accru pour la sûreté nucléaire.

Le REGDOC-2.2.2, La formation du personnel [8], publié en août 2014, énonce les exigences imposées par la CCSN aux titulaires de permis concernant l’élaboration et la mise en œuvre des systèmes de formation. Il donne aussi une orientation sur la façon de répondre aux exigences. Les titulaires ont mis en œuvre le REGDOC-2.2.2, ou sont en voie de le faire.

Accréditation du personnel

La CCSN exige que tous les titulaires de permis disposent de chefs de quart, d’opérateurs de réacteur (ce qui comprend les opérateurs de la tranche0 à Bruce A et B et à Darlington) et des spécialistes en radioprotection accrédités. Aux centrales à tranches multiples, les chefs de quart comprennent les gestionnaires de quart accrédités et les chefs de quart de salle de commande accrédités. En 2016, tous les titulaires de permis ont maintenu un nombre suffisant d’employés pour occuper les postes nécessitant une accréditation. D’après le personnel de la CCSN, les programmes des titulaires de permis donnent l’assurance que le personnel accrédité en poste dans les centrales nucléaires canadiennes possède les connaissances et les compétences requises pour accomplir ses tâches en toute sûreté.

Le tableau 4 indique le nombre réel de personnes accréditées qui sont disponibles pour les postes nécessitant une accréditation à chaque centrale nucléaire, au 31décembre 2016. Le tableau indique également le nombre minimal requis d’employés pour chaque poste, ce qui équivaut au nombre minimal d’employés accrédités qui doivent être présents en tout temps, multiplié par le nombre total d’équipes.

Tableau 4: Nombre de personnes accréditées à chacune des centrales nucléaires par poste nécessitant une accréditation en 2016
Centrale	Opérateurs de réacteur	Opérateurs de tranche 0^a	Superviseurs de quart^b	Spécialistes en radioprotection	Total
Bruce-A
Réel	45	19	19	5^c	88
Minimal	30	10	10	1	51
Bruce-B
Réel	58	25	19	5^c	107
Minimal	30	10	10	1	51
Darlington
Réel	56	18	21	3	98
Minimal	30	10	10	1	51
Pickering 1 et 4
Réel	33		19	4^d	56
Minimal	20		10	1	31
Pickering 5 à 8
Réel	60		18	4^d	82
Minimal	30		10	1	41
Point Lepreau
Réel	9		7	3	19
Minimal	6		6	1	13
Remarques : Il n’y a aucun poste d’opérateur de tranche 0 à Pickering1 et 4, Pickering 5 à 8 ou Point Lepreau. Les cases correspondantes sont donc vides. Aux centrales à tranches multiples, le nombre de superviseurs de quart représente le nombre total de gestionnaires de quart accrédités additionné au nombre total de chefs de quart de salle de commande accrédités. Cinq spécialistes en radioprotection sont accrédités pour les centrales de Bruce-A et de Bruce‑B. Quatre spécialistes en radioprotection sont accrédités aux centrales de Pickering 1 et 4 et de Pickering 5 à 8.

Examens d’accréditation initiale et tests de requalification

Les activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN ont révélé des lacunes dans la mise en œuvre du processus de tests de requalification sur simulateur aux centrales nucléaires de Pickering et de Darlington. (On trouvera plus d’information aux sections3.2.1.2 et 3.3.1.2.) OPG a présenté en avril 2017 ses plans de mesures correctives visant à régler ces lacunes. Le personnel de la CCSN a examiné et accepté les plans de mesures correctives d’OPG. Les mesures de suivi concernant ces lacunes sont maintenant achevées.

Exception faite des lacunes susmentionnées peu importantes sur le plan de la sûreté, le personnel de la CCSN a constaté que les programmes d’examens d’accréditation initiale et de tests de requalification répondaient aux exigences réglementaires à toutes les centrales nucléaires.

Organisation du travail et conception des tâches

Effectif minimal

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis sont tenus d’assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés pour exercer de façon sécuritaire toutes les activités autorisées. Ils doivent donc maintenir en tout temps un effectif minimal conformément à leur permis d’exploitation d’un réacteur de puissance nucléaire. Cet effectif minimal est propre à chaque centrale nucléaire et varie selon la conception de l’installation, les procédures d’exploitation et d’urgence et les fonctions organisationnelles. L’effectif minimal est déterminé à l’issue d’une analyse systématique et démontré au moyen d’un mécanisme de validation. Cette documentation fait partie du fondement d’autorisation pour chaque centrale nucléaire.

La CCSN exige que tous les titulaires de permis lui déclarent les cas de non-conformité aux critères relatifs à l’effectif minimal, conformément aux exigences énoncées dans le REGDOC-3.1.1. Un exemple type d’une telle situation de non-conformité se produit lorsqu’un membre d’un effectif minimal tombe malade pendant un quart de nuit et qu’il n’y a personne d’autre sur le quart pour le remplacer. Cela se traduit par une non-conformité de deux ou trois heures en attendant qu’un remplaçant se présente. Les titulaires de permis ont déclaré huit non-conformités concernant l’effectif minimal en 2016. Le personnel de la CCSN n’a décelé dans les cas déclarés aucun problème important au chapitre des opérations et les titulaires de permis ont pris des mesures appropriées pour assurer le maintien de la sûreté.

Aptitude au travail

Tous les titulaires de permis de centrale nucléaire du Canada disposent de programmes relatifs à l’aptitude au travail.

Une version provisoire du REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail [9], a été rendue publique afin d’obtenir les commentaires du public entre novembre 2015 et mars2016. Ce document énonce des exigences complètes concernant l’aptitude au travail des travailleurs aux sites à sécurité élevée, notamment au chapitre des aptitudes médicales, psychologiques et professionnelles ainsi que du dépistage d’alcool et de drogue. Le personnel de la CCSN examine actuellement les mémoires reçus au cours de la consultation publique et mettra à jour le document provisoire avant de le soumettre à l’approbation de la Commission.

Gestion de la fatigue des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont en place des procédures qui énoncent les exigences à l’égard des heures de travail à leur centrale nucléaire ainsi que des processus leur permettant de surveiller la conformité aux limites établies à cet égard. Seul Bruce Power a déclaré des cas de non-conformité à la procédure relative aux heures de travail s’appliquant aux personnes accréditées. Ces cas sont présentés à la section 3.1.1.2.

Afin d’harmoniser les procédures des titulaires de permis à cet égard, la Commission a approuvé la publication du document REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail: Gérer la fatigue des travailleurs [10] le 21mars 2017. Les titulaires de permis soumettront à l’examen du personnel de la CCSN, d’ici le 30septembre 2017, un plan et un calendrier de mise en œuvre. Le personnel de la CCSN surveillera les progrès accomplis par les titulaires de permis en vue de respecter ce calendrier.

2.1.3 Conduite de l’exploitation

Ce DSR comprend un examen global de la mise en œuvre des activités autorisées ainsi que des activités qui contribuent à un rendement efficace. Comme en 2015, la cote de rendement moyenne des centrales nucléaires pour le DSR Conduite de l’exploitation en 2016 était «Entièrement satisfaisant».

Le personnel de la CCSN a conclu que les titulaires de permis ont exploité leurs installations de manière sûre et respecté ou dépassé les exigences réglementaires applicables.

Cotes de rendement pour la conduite de l’exploitation
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
ES	ES	ES	ES	SA	ES

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants :

Réalisation des activités autorisées
Procédures (aucune observation importante à signaler)
Rapports et établissement de tendances
Rendement de la gestion des arrêts (aucune observation importante à signaler)
Paramètres d’exploitation sûre
Gestion des accidents graves et rétablissement (aucune observation importante à signaler)
Gestion des accidents et rétablissement (aucune observation importante à signaler)

Réalisation des activités autorisées

Tout au long de 2016, 19 réacteurs ont continué d’être en exploitation au Canada, sans changement par rapport à l’année précédente. Le personnel de la CCSN a constaté qu’il n’y a eu aucune défaillance grave de système fonctionnel aux centrales nucléaires.

Les baisses imprévues de puissance (ou transitoires) peuvent être un signe de problèmes de fonctionnement de la centrale nucléaire et occasionner des contraintes inutiles sur les systèmes. Le tableau 5 présente le nombre de transitoires imprévus de la puissance du réacteur dans les centrales nucléaires canadiennes causés par les reculs rapides de puissance, les baisses contrôlées de puissance et les arrêts d’urgence où le déclenchement d’un système d’arrêt d’urgence entraîne un arrêt du réacteur. (Les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance occasionnent une baisse graduelle de la puissance servant à contrer tout risque potentiel pour l’exploitation de la centrale nucléaire.)

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que tous les transitoires imprévus ont été contrôlés adéquatement et, au besoin, des baisses de puissance ont été actionnées automatiquement par les systèmes de régulation du réacteur. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la tendance de cet indicateur.

Tableau 5: Nombre de transitoires imprévus
Centrale	Nombre de réacteurs en exploi-tation	Nombre d’heures d’exploi-tation	Arrêts d’urgence¹	RRP	BCP	Total des transitoires imprévus²	N^bre d’AU par 7000 heures d’exploi-tation³
Bruce-A	4	29642	0	4	5	9	0,00
Bruce-B	4	28693	0	0	3	3	0,00
Darlington	4	30673	1	2	2	5	0,23
Pickering 1 et 4	2	13953	1	s.o.⁴	2	3	0,50
Pickering 5 à 8	4	26983	1	1	0	2	0,26
Point Lepreau	1	7241	1	1	0	2	0,97
Total – Industrie	19	137185	4	8	12	24	0,20
Remarques : Arrêts d’urgence automatiques seulement; n’incluent pas les déclenchements actionnés manuellement ou ceux survenus pendant des essais de mise en service. Les transitoires imprévus comprennent les arrêts d’urgence, les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance. L’objectif de rendement du secteur nucléaire consiste à maintenir le nombre d’arrêts d’urgence inférieur à 0,5 par 7000heures d’exploitation. Les reculs rapides de puissance ne sont pas mis en œuvre aux tranches 1 et 4 de la centrale nucléaire de Pickering.

La figure 2 montre les tendances relatives au nombre de transitoires imprévus pour chacune des centrales nucléaires au cours de la période allant de 2012 à 2016. Le nombre de transitoires imprévus en 2016 a été comparable à celui des années précédentes et a été jugé acceptable par le personnel de la CCSN.

Figure 2: Tendances relatives au nombre de transitoires imprévus par centrale nucléaire et pour toutes les centrales nucléaires, de 2012 à 2016
Year	Bruce A	Bruce B	Darlington	Pickering 1,4	Pickering 5-8	Point Lepreau	Industry Total
2012	14	0	3	1	5	1	24
2013	7	4	2	3	4	1	21
2014	11	3	3	2	1	3	23
2015	6	8	3	2	3	1	23
2016	9	3	5	3	2	2	24

La figure 3 à la page suivante montre le nombre d’arrêts d’urgence par 7000heures d’exploitation pour l’ensemble des centrales nucléaires au Canada comparativement aux valeurs internationales correspondantes pour toutes les centrales nucléaires dans le monde, publiées par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO). En 2016, tout comme les années précédentes, le nombre d’arrêts d’urgence imprévus aux centrales nucléaires canadiennes se comparait favorablement à l’objectif de rendement du secteur nucléaire (c.-à-d. 0,5 arrêt d’urgence par 7000 heures d’exploitation). Il est à noter qu’en 2016, la WANO a arrêté de publier le nombre réel d’arrêts d’urgence. Elle publie plutôt maintenant le pourcentage de réacteurs qui ont atteint les objectifs de la WANO.

Figure 3: Tendances relatives au nombre d’arrêts d’urgence par 7000 heures d’exploitation du réacteur, comparativement aux données de la WANO, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Canada	0.30	0.34	0.38	0.15	0.20
WANO	0.46	0.50	0.49	0.51
Ojectif de rendement du secteur nucléaire : 0,5 arrêt d’urgence par 7 000 heures d’exploitation Nota : On s’attend à ce qu’un réacteur demeure en explitation 7 000 heures par an.

La figure 4 à la page suivante montre les taux de mises à l’arrêt forcées à chacune des centrales nucléaires au Canada et pour l’ensemble de ces centrales nucléaires, ainsi que la valeur médiane pour le secteur nucléaire (calculés d’une manière conforme à la méthode de la WANO). Cet indicateur permet de suivre de près les progrès de l’industrie en vue de réduire au minimum le temps des arrêts et les réductions de puissance qui découlent de défaillances imprévues de l’équipement, d’erreur humaines ou d’autres facteurs pouvant survenir pendant l’exploitation (et qui excluent les arrêts prévus et leurs prolongations imprévues potentielles). Cet indicateur porte sur l’efficacité des programmes et des pratiques de la centrale nucléaire à maintenir la disponibilité des systèmes pour une production d’électricité.

Comme le montre la figure 4, le taux de mises à l’arrêt forcées en 2016 était très similaire à celui des années précédentes et similaire parmi les diverses centrales. Le personnel de la CCSN a jugé ces résultats acceptables.

Figure 4: Tendances relatives aux taux de mises à l’arrêt forcées par centrale nucléaire et pour toutes les centrales nucléaires, de 2012 à 2016
Year	Bruce A	Bruce B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Industry Median
2012	1.5	1	2.3	7	0	1.7
2013	5.9	1.7	4.8	9.7	23.2	4.6
2014	9.4	0.7	1.5	10.7	1.4	2.2
2015	2.6	1.6	4.9	2.9	19.9	2.2
2016	1.9	1.9	2.2	4.09	2.5	2.5

La figure 5 à la page suivante donne les taux de mises à l’arrêt forcées pour toutes les centrales nucléaires au Canada comparativement aux valeurs correspondantes pour toutes les centrales nucléaires dans le monde, telles que publiées par la WANO. Les valeurs pour l’industrie des centrales nucléaires canadiennes sont supérieures à celles des valeurs médianes mondiales. Cette différence pourrait être due aux différences dans les technologies de réacteurs et au nombre de réacteurs exploités dans chaque groupe (19pour les réacteurs canadiens contre plus de 400tranches déclarées pour les valeurs de la WANO). Dans tous les cas, les arrêts forcés et les prolongations d’arrêts ont été gérés de façon sûre et conformément aux exigences réglementaires. Il est à noter que la WANO a arrêté de publier les taux réels de mises à l’arrêt forcées en 2016. Elle publie plutôt maintenant le pourcentage de réacteurs qui ont atteint les objectifs de la WANO.

Figure 5: Tendances relatives aux taux de mises à l’arrêt forcées, comparativement aux données de la WANO, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Canada	1.7	4.6	2.2	2.2	2.5
WANO	1.1	1.2	0.9	0.9	0

Rapports et établissement des tendances

Les titulaires de permis doivent présenter des rapports trimestriels sur l’exploitation et les indicateurs de rendement en matière de sûreté conformément aux exigences énoncées dans le REGDOC-3.1.1. Ils doivent également donner suite à tous les événements en prenant des mesures correctives et en analysant les causes profondes s’il y a lieu. Le personnel de la CCSN a conclu que les rapports et les activités d’établissement des tendances répondaient aux exigences réglementaires en 2016.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis ont en place des programmes adéquats pour les paramètres d’exploitation sûre fondé sur les exigences de la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [11].

2.1.4 Analyse de la sûreté

Le DSR relatif à l’analyse de la sûreté porte sur la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de chaque installation. Une analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers possibles associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée. L’analyse de la sûreté sert à examiner l’efficacité des mesures et des stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers.

Dans le cas des centrales nucléaires, l’analyse de la sûreté fait appel principalement à une approche déterministe afin de démontrer l’efficacité des fonctions fondamentales de sûreté, soit le contrôle, le refroidissement et le confinement. Les facteurs de risque sont pris en compte en effectuant des études probabilistes de sûreté. Des marges de sûreté appropriées devraient être maintenues afin de tenir compte des incertitudes et des limites de l’approche en matière d’analyse de la sûreté.

En 2016, la cote de rendement moyenne de l’ensemble des centrales nucléaires pour le DSR Analyse de la sûreté était «Entièrement satisfaisant», ce qui représente une amélioration par rapport à la cote «Satisfaisant» obtenue l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement de toutes les centrales nucléaires pour le DSR Analyse de la sûreté répondait aux exigences réglementaires applicables ou qu’il les dépassait.

Cotes de rendement pour l’analyse de la sûreté
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
ES	ES	ES	ES	ES	ES

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants :

Analyse déterministe de la sûreté
Étude probabiliste de sûreté
Sûreté-criticité (aucune observation importante à signaler)
Analyse des accidents graves
Gestion des questions de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a examiné les activités des titulaires de permis pour ce DSR et a confirmé leur conformité continue aux exigences réglementaires.

Programme d’amélioration des analyses de la sûreté

Le personnel de la CCSN a observé que chaque titulaire de permis a élaboré un plan de mise en œuvre afin de mettre à niveau son analyse déterministe de la sûreté pour qu’elle soit conforme aux exigences du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [12]. Ces travaux font suite aux travaux antérieurs de mise en œuvre du document RD-310, Analyse de la sûreté pour les centrales nucléaires [13]. Le REGDOC-2.4.1 a remplacé le document RD-310 en 2014.

La mise en application du REGDOC-2.4.1 permet de mettre à jour de manière systématique et graduelle l’analyse déterministe de la sûreté. Le personnel de la CCSN a examiné les plans de mise en œuvre du REGDOC-2.4.1 élaborés par les titulaires de permis et les a jugés acceptables.

En 2016, le personnel de la CCSN a continué de faire part de ses commentaires aux titulaires de permis sur ses analyses continues de la sûreté s’inscrivant dans le cadre de la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1. Un des aspects étudiés est l’analyse déterministe de la sûreté des événements de mode commun, qui comporte certaines caractéristiques nouvelles pour l’analyse des réacteurs CANDU. Le personnel de la CCSN a déterminé que les analyses déterministes de sûreté des titulaires de permis demeurent adéquates pendant la mise en œuvre continue du REGDOC-2.4.1.

Impact du vieillissement sur l’analyse de la sûreté

Le vieillissement modifie certaines caractéristiques du circuit caloporteur. Ces changements peuvent entraîner une diminution graduelle des marges de sûreté, à moins que des mesures compensatoires ne soient prises. À mesure que le réacteur vieillit, l’incidence sur le dossier de sûreté global de la centrale nucléaire, attribuable aux effets du vieillissement simultané de différents structures, systèmes et composants, doit être évaluée et les marges de sûreté en vigueur doivent être quantifiées.

Les titulaires de permis ont en place des programmes de gestion du vieillissement qui comprennent une surveillance systématique des paramètres liés au vieillissement importants pour l’analyse de la sûreté ainsi que des évaluations de l’incidence des changements des conditions du cœur sur les marges de sûreté actuelles. Le personnel de la CCSN a examiné les programmes d’OPG et de Bruce Power portant sur la surveillance, l’évaluation et l’atténuation de l’incidence du vieillissement du circuit caloporteur sur l’analyse de la sûreté et a jugé qu’ils étaient satisfaisants. Puisque la centrale nucléaire de Point Lepreau a été remise en service en 2012 après sa réfection, son circuit caloporteur ne suscite aucune préoccupation concernant le vieillissement.

Accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche : marges de sûreté

À la fin de 2013, OPG, Énergie NB et Bruce Power ont soumis à l’examen du personnel de la CCSN leur proposition concernant l’approche analytique composite (ACC). L’ACC utilise des techniques modernes pour évaluer et prendre en considération des incertitudes ainsi des modèles de progression plus perfectionnés pour déterminer le taux de rupture des conduites et la fréquence des ruptures. L’ACC vise à démontrer que des marges de sûreté plus grandes existent pour les accidents de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB), que celles que montrent les résultats des analyses de sûreté classiques. (Pour plus de détails, voir la description des questions concernant la gestion de la sûreté.)

Le personnel de la CCSN reconnaît que la méthode d’AAC proposée était conforme aux exigences énoncées dans le document REGDOC2.4.1. Cependant, la méthode nécessitait un complément de validation et un approfondissement avant de pouvoir être acceptée pour son application réglementaire. Depuis, un certain nombre d’activités clés ont été définies qui devraient permettre au personnel de la CCSN d’accepter la méthode de l’AAC. Dans l’ensemble, l’industrie continue de bien progresser avec toutes les activités définies.

Bruce Power a présenté un plan de travail prévoyant l’utilisation de la méthode de l’ACC afin de démontrer quantitativement que les marges de sûreté pour les APRPGB sont plus grandes que celles présentés dans l’actuelle analyse. Le plan de travail a été révisé par le personnel de la CCSN. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a conclu que le travail proposé est acceptable, sous réserve de quelques éclaircissements pour certains aspects. OPG continue de collaborer avec Bruce Power sur les aspects génériques du projet et envisagera d’adopter des éléments de la méthode d’ACC lorsque la CCSN l’aura acceptée. OPG a proposé sa propre méthode et établi sa propre limite concernant la méthode des paramètres d’exploitation pour remédier au problème des marges de sûreté pour les APRPGB à court terme. OPG a présenté à la CCSN un plan faisant état de l’approche proposée. Le personnel de la CCSN a terminé son examen en mars 2017 et a conclu que le travail proposé est acceptable, sous réserve de quelques éclaircissements pour certains aspects.

Énergie NB envisage également de présenter sa propre analyse reposant sur l’ACC à un certain moment. Entre-temps, elle a présenté une analyse des APRPGB mise à jour en utilisant la méthode d’analyse traditionnelle. Le personnel de la CCSN a examiné cette analyse et l’a acceptée.

Pendant que le développement de méthodes d’analyse avancée comme l’AAC se poursuit, le personnel de la CCSN a confirmé que toutes les centrales en exploitation disposent de marges de sûreté suffisantes concernant les APRPGB.

Groupe d’experts indépendants sur les critères d’efficacité des systèmes d’arrêt

En 2015, le personnel de la CCSN a examiné les fondements techniques d’un nouvel ensemble de critères d’acceptation dérivés pour les accidents de dimensionnement visés par le guide d’application de la réglementation G-144, Critères d’acceptation des paramètres de déclenchement aux fins de l’analyse de sûreté des centrales nucléaires CANDU [14] publié par la CCSN. Les nouveaux critères ont été élaborés par le secteur nucléaire conformément au REGDOC-2.4.1. Le guide G-144 n’est plus en vigueur et a été remplacé par le REGDOC-2.4.1.

En 2016, le personnel de la CCSN a accepté que les nouveaux critères d’acceptation dérivés qui s’appliquent aux événements visés par le guide G-144.

Les nouveaux critères d’acceptation dérivés (CAD) maintiennent la marge de sûreté décrite dans les fondements d’autorisation actuels des centrales nucléaires. Si la mise à jour d’une analyse donne toutefois lieu à des changements aux paramètres d’exploitation sûre, les titulaires de permis en aviseront le personnel de la CCSN, conformément à l’exigence énoncée dans leur manuel des conditions de permis.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les nouveaux critères d’acceptation dérivés ont réglé les questions de longue date touchant le comportement du combustible en cas d’accident, ce qui a permis aux titulaires de permis de présenter une demande afin de reclasser la question de sûreté relative aux CANDU (QSC) PF 18 «Comportement des grappes et des éléments de combustible dans les conditions post-asséchement». À la suite de cette demande, le personnel de la CCSN a décidé, en avril 2016, de déplacer la QSC PF 18 de la catégorie 3 à la catégorie2. (On trouvera à l’annexe D la définition de ces catégories.)

Évaluation des flammes fixes d’hydrogène

OPG et Bruce Power ont présenté leur évaluation des effets des flammes sur les structures, systèmes et composants dans les analyses de la sûreté concernant le confinement. Le personnel de la CCSN a examiné et accepté l’évaluation, laquelle comportait une analyse des accidents de dimensionnement. L’évaluation a montré qu’il n’y aura aucun risque pour la sûreté nucléaire.

Étude probabiliste de sûreté

Les exigences réglementaires régissant les études probabilistes de sûreté sont intégrées au REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15].

Le personnel de la CCSN surveille les progrès de chaque titulaire de permis en vue de se conformer au document REGDOC‑2.4.2 d’ici 2020, notamment aux exigences supplémentaires concernant l’incidence sur les centrales à tranches multiples et les piscines de stockage de combustible usé. OPG a amorcé la dernière étape de son application pilote de la méthode des EPS pour l’ensemble du site à la centrale nucléaire de Pickering. Elle prévoit terminer son application pilote d’ici la fin de 2017. À cette fin, l’industrie travaille sur un projet conjoint du Groupe des propriétaires de CANDU afin d’évaluer la question des EPS touchant l’ensemble d’un site. L’état d’achèvement des EPS pour les centrales nucléaires canadiennes autorisées est décrit à la section 2.2.3. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Analyse des accidents graves

Gestion des accidents graves et modélisation pour les centrales nucléaires à plusieurs tranches

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis avaient élaboré et mis en œuvre des lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG). Ils ont également élaboré des lignes directrices sur l’équipement d’atténuation en cas d’urgence pour donner des instructions sur l’utilisation de cet équipement de manière à accroître leurs capacités d’appoint en eau et d’alimentation électrique pour la gestion des accidents, notamment les accidents graves.

Les titulaires de permis continuent de mettre à jour leurs LDGAG pour y intégrer les leçons tirées de l’accident de Fukushima, notamment en y ajoutant des lignes directrices et des stratégies pour gérer des événements touchant plusieurs tranches, les événements survenus dans les piscines de stockage du combustible usé et en état d’arrêt. Plusieurs mises à jour ont été achevées ou très avancées en 2016. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés dans ce domaine.

Le personnel de la CCSN a continué d’examiner les documents et d’évaluer les LDGAG propres à chaque centrale nucléaire ainsi que les documents présentés par les titulaires de permis concernant la gestion des accidents graves. Ces examens ont confirmé que chaque titulaire de permis était doté d’un programme de gestion des accidents rigoureux et actualisé.

En réponse au Plan d’action intégré de la CCSN [16], les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis au point des méthodes améliorées pour procéder à l’analyse probabiliste des accidents graves dans une centrale nucléaire à tranches multiples. En 2015, OPG et Bruce Power ont mené à bien le projet intitulé «Solution logicielle de simulation d’accident grave» et ont présenté une série de rapports résumant une évaluation détaillée de la capacité de modélisation actuelle des centrales à tranches multiples. À la lumière de cette évaluation, les titulaires de permis ont conclu que les approches actuelles de modélisation d’événements dans les centrales nucléaires à tranches multiples (approche de confinement échelonnée) sont suffisantes pour les EPS visant ces centrales nucléaires et qu’elles continueront d’être utilisées. Par conséquent, tel qu’indiqué dans le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada: 2015, le personnel de la CCSN avait clos les mesures à prendre relativement à Fukushima 3.2.1 et 3.2.2, qui portaient sur la modélisation des accidents graves touchant des centrales nucléaires à tranches multiples. En 2016, le personnel de la CCSN a continué son examen détaillé et poursuivi ses discussions avec les titulaires de permis concernant des détails techniques. La CCSN prévoit finaliser son évaluation en mai 2017. S’il y a lieu, des mesures propres à chaque centrale nucléaire seront soulevées afin d’assurer le suivi des nouvelles activités associées à la modélisation d’accidents graves touchant des centrales nucléaires à tranches multiples.

Gestion des questions de sûreté

Les questions de sûreté relatives aux CANDU (QSC) ont d’abord été classées en fonction de leur importance relative au risque, comme l’ont décrit les rapports précédents. Les QSC qui exigent une plus grande attention réglementaire sont celles des catégories2 et 3. Les QSC de catégorie2 sont des questions pour lesquelles les titulaires de permis disposent de mesures de contrôle appropriées en place afin de les gérer et de maintenir des marges de sûreté. Les QSC de catégorie3 désignent des questions pour lesquelles les titulaires de permis disposent de mesures en place pour maintenir les marges de sûreté, mais des expériences ou des analyses additionnelles sont requises afin de mieux comprendre ces questions, et pour confirmer le caractère adéquat des mesures. L’annexeD présente plus de renseignements au sujet des QSC.

Au début de 2016, il restait à évaluer 6 des 21QSC initiales de catégorie3. Trois de ces QSC étaient liées aux APRPGB, et les autres faisaient partie du groupe des questions non associées aux APRPGB.

Les trois QSC de catégorie3 liées aux APRPGB portaient sur:

l’analyse du coefficient de réactivité cavitaire (QSC AA 9)
le comportement du combustible lors des transitoires à des températures élevées et des transitoires d’impulsion de puissance (QSC PF 9 et PF 10, respectivement).

Un groupe de travail CCSN-industrie a été mis sur pied pour mieux définir les questions ayant trait aux APRPGB et déterminer des mesures de contrôle du risque efficaces. Comme il a été décrit à la section 2.1.4 ayant pour titre APRPGB: marges de sûreté, le groupe de travail a choisi l’approche analytique composite (AAC) comme méthode la plus pratique du point de vue de la mise en œuvre des mesures de contrôle du risque. Bruce Power a pris l’initiative à cet égard et prévoit utiliser l’AAC pour prouver que les marges de sûreté sont adéquates et que les systèmes d’arrêt et le système de refroidissement d’urgence du cœur sont efficaces. Pendant que l’élaboration de l’AAC se poursuit, le fondement d’autorisation des réacteurs CANDU existants pour les scénarios d’APRPGB continuera de reposer sur une analyse de la sûreté traditionnelle prudente, pour laquelle la CCSN a déjà établi des critères d’acceptation clairement établis. La position réglementaire provisoire de la CCSN est conforme aux mesures de contrôle du risque pour les QSC et demeurera en vigueur jusqu’à ce que la CCSN accepte l’utilisation de l’AAC.

Les trois QSC de catégorie3 non associées aux APRPGB qui étaient encore ouvertes au début de 2016 portaient sur les points suivants:

le vieillissement de l’équipement et des structures (QSC GL 3)
l’évaluation systématique des conséquences du bris d’une conduite à haute énergie (QSC IH 6)
le comportement des grappes ou des éléments de combustible en conditions post-asséchement (QSC PF 18)

La QSC GL 3 est de catégorie3 à Point Lepreau seulement.

En 2016, le personnel de la CCSN a examiné les documents des titulaires de permis portant sur les QSC GL 3 et PF18. Il a conclu que les mesures de contrôle du risque associées à ces QSC étaient adéquates et a reclassé ces QSC de la catégorie3 à la catégorie2.

La QSC restante de catégorie3 non associée aux APRPGB (IH 6) demeure ouverte pour Pickering et Point Lepreau. OPG et Énergie NB ont demandé qu’elle soit classée à la catégorie2, d’après des analyses systématiques visant à protéger les structures, systèmes et composants contre les conséquences d’un bris hypothétique d’une conduite à haute énergie. Le personnel de la CCSN examine actuellement leur demande. OPG a demandé plus de temps pour présenter une demande en vue du reclassement de cette question de sûreté pour les tranches1 et 4 de Pickering. Elle s’est fixé comme objectif de présenter sa demande au milieu de 2017. Les titulaires de permis et le personnel de la CCSN surveillent et coordonnent le plan de mise en œuvre pour le reclassement des quelques questions de sûreté restantes.

Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès des titulaires de permis à l’égard des QSC de catégorie3, et également à l’égard des autres questions de sûreté décrites dans ce rapport. Il n’y a aucune préoccupation en matière de sûreté concernant l’état de ces questions ou les progrès réalisés pour les régler.

Le personnel de la CCSN a informé la Commission au sujet de l’état et des progrès réalisés en vue de la résolution des QSC lors de deux réunions publiques tenues en août2016 et en mars2017. Les détails de ces mises à jour figurent dans les documents à l’intention des commissaires, à savoir les CMD 16-M34 et CMD 17-M12. Le deuxième document renferme les réponses du personnel de la CCSN aux commentaires présentés par le public. La Commission a confirmé la catégorisation, par le personnel de la CCSN, des QSC dans le Procès-verbal de la réunion de la Commission canadienne de sûreté nucléaire tenue le 8mars 2017 [48].

2.1.5 Conception matérielle

Le DSR Conception matérielle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des structures, systèmes et composants à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations qui apparaissent au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe. La cote moyenne de l’industrie pour ce DSR était «Satisfaisant», et demeure inchangée par rapport à l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conception matérielle aux centrales nucléaires respectait toutes les exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour la conception matérielle
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants :

Gouvernance de la conception
Caractérisation du site (aucune observation importante à signaler)
Conception de l’installation (aucune observation importante à signaler)
Conception des structures (aucune observation importante à signaler)
Conception des systèmes
Conception des composants

Gouvernance de la conception

Le personnel de la CCSN a passé en revue un certain nombre de sujets afin d’obtenir une évaluation globale de la gouvernance de la conception. Les observations se rapportant à trois sujets importants – qualification environnementale, facteurs humains dans la conception et conception de l’enveloppe sous pression – sont présentées ci-dessous.

Qualification environnementale Un programme de qualification environnementale vise à s’assurer que tous les SSC sont en mesure d’accomplir leurs fonctions nominales de sûreté dans le contexte d’un environnement hostile hypothétique découlant d’accidents de dimensionnement.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a déterminé que l’industrie a continué d’avoir un bon rendement dans ce domaine en 2016. Les programmes de qualification environnementale mis en œuvre par les titulaires de permis à toutes les centrales nucléaires étaient conformes à la norme CSA N290.F13-05, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU [17]. Bien que les programmes de qualification environnementale de tous les titulaires de permis soient matures, le maintien de normes élevées dans ce domaine devient de plus en plus difficile en raison du vieillissement des réacteurs. Le personnel de la CCSN continuera de suivre les progrès réalisés par les titulaires de permis dans ce domaine.

Facteurs humains dans la conception

La norme CSAN290.12‑F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires [18] a été publiée en 2014. Énergie NB a terminé la mise en œuvre de cette norme à Point Lepreau. OPG a réalisé une analyse des lacunes et élaboré un plan de mise en œuvre de la norme pour la centrale de Darlington d’ici le 31 mars 2018. La CCSN prévoit que Bruce Power et OPG présenteront des plans de mise en œuvre pour la norme CSA N290.12-F14 pour les centrales de Bruce A et B et de Pickering, respectivement, dans leurs prochaines demandes de renouvellement de permis.

Conception de l’enveloppe sous pression

En 2016, le personnel de la CCSN a mené des activités de vérification de la conformité portant sur les programmes des enveloppes sous pression des titulaires de permis. Il a conclu que ces programmes étaient conformes aux exigences de la norme CSA N285.F0-12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU [19]. Le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis continuent de mettre en œuvre des programmes pour les enveloppes sous pression et de tenir à jour des ententes officielles avec une agence d’inspection autorisée.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a passé en revue divers sujets pour obtenir une évaluation globale de la conception des systèmes. Ces sujets sont analysés plus en détail ci-dessous.

Systèmes de contrôle du réacteur, systèmes fonctionnels et de contrôle et systèmes d’instrumentation et de contrôle, y compris les logiciels

Le personnel de la CCSN a déterminé que les centrales nucléaires ont amélioré le rendement et la fiabilité de leurs systèmes d’instrumentation et de contrôle grâce à la gestion du vieillissement, à la vérification de la conformité aux codes et aux normes et à l’exécution du programme d’entretien correctif. Toutes les centrales nucléaires ont atteint les objectifs de rendement dans ce domaine.

Systèmes d’eau de service, y compris les systèmes d’approvisionnement en eau de service en cas d’urgence

Les systèmes d’eau de service permettent l’approvisionnement en eau requis par un grand nombre de composants et de systèmes. Toutefois, sur le plan de la sûreté nucléaire, les plus importantes charges relatives à l’eau de service sont associées :

au retrait de la chaleur du cœur du réacteur (par exemple au moyen du refroidissement de l’échangeur de chaleur du modérateur et du bouclier d’extrémité)
aux fonctions de refroidissement afin d’assurer le fonctionnement adéquat des SSC importants pour la sûreté (notamment les compresseurs d’air d’instrumentation et les unités de refroidissement de l’air dans la salle des générateurs de vapeur)

Au cours de 2016, les systèmes d’eau de service ont bien fonctionné à toutes les centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN est satisfait du rendement des titulaires de permis dans le domaine.

Systèmes d’alimentation électrique

Les systèmes d’alimentation électrique sont des systèmes de soutien nécessaires à la sûreté d’une centrale nucléaire et jouent un rôle important dans le concept de défense en profondeur.

Il est essentiel que les centrales disposent d’alimentations électriques fiables afin de contrôler les écarts prévus par rapport à l’exploitation normale et également pour alimenter, contrôler et surveiller les centrales pendant tous les types d’événements.

Ces systèmes d’alimentation électrique se composent de systèmes électriques sur le site et hors site qui fournissent ensemble l’électricité nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement de la centrale, afin que celle-ci puisse être maintenue dans un état sûr.

Le personnel de la CCSN utilise la norme CSA N290.F5-16, Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU [45] comme orientation pour les centrales nucléaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que le rendement global des systèmes d’alimentation électrique était satisfaisant dans toutes les centrales.

Conception de la protection-incendie En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis continuaient de tenir à jour de manière satisfaisante leurs programmes de protection-incendie. La CCSN exige que chaque titulaire de permis ait en place un programme exhaustif de protection-incendie (c.-à-d. un ensemble d’activités planifiées, coordonnées, surveillées et documentées). Un tel programme réduit au minimum les risques pour la santé, la sûreté et l’environnement en cas d’incendie en s’assurant que chaque titulaire de permis sera en mesure d’intervenir avec efficacité en cas de situation d’urgence causée par un incendie.

La CCSN exige que les dispositions relatives à la protection-incendie s’appliquent à tous les travaux en lien avec la conception, la construction, l’exploitation et l’entretien d’une centrale nucléaire, y compris les structures, systèmes et composants qui soutiennent directement la centrale nucléaire et la zone protégée.

Qualification sismique

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont établi des qualifications sismiques pour leurs sites.

Tous les titulaires de permis ont réalisé des évaluations des risques sismiques probabilistes propres au site. Le personnel de la CCSN et celui de Ressources naturelles Canada ont examiné ces évaluations et conclu que les titulaires de permis répondaient aux exigences de la normeN289 de la CSA.

Robustesse de la conception

La conception et l’évaluation de la robustesse englobent la conception matérielle des centrales nucléaires et visent à assurer une robustesse suffisante pour résister aux menaces prévues. L’évaluation et les cotes attribuées relativement à ce domaine particulier sont fondées sur le rendement du titulaire de permis au chapitre du respect des engagements pris envers le personnel de la CCSN. L’examen mené à cet égard porte sur l’atténuation des répercussions potentielles d’accidents de cette nature. Le personnel de la CCSN a élaboré des mesures de suivi propres à chaque site afin d’assurer la mise en œuvre des recommandations de la CCSN. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Conception des composants

Programme d’inspection du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis se sont dotés de rigoureux programmes de conception et d’inspection du combustible en 2016. Au cours des dernières années, les centrales nucléaires en exploitation ont connu des problèmes en ce qui a trait au rendement du combustible. Cependant, grâce à leurs programmes de combustible et à leur personnel, les titulaires de permis ont pu gérer ces problèmes de manière à respecter constamment les limites réglementaires. Ils ont été en mesure de ramener le rendement du combustible au niveau des normes historiques ou ont mis en place des stratégies d’atténuation et un plan de mesures correctives rigoureux. Des renseignements détaillés sont donnés à la section 3. Le personnel de la CCSN est satisfait de la façon dont les centrales nucléaires ont géré ces questions et a retiré les exigences de surveillance et de production de rapports supplémentaires imposées aux titulaires de permis visés.

Câbles

Les câbles sont d’une importance cruciale dans l’exploitation sûre et fiable des centrales nucléaires, notamment en raison de leur utilisation généralisée pour la connexion des nombreux systèmes importants pour la sûreté. Les réacteurs nucléaires en exploitation au Canada prennent de l’âge et les câbles sont notamment touchés par le processus de vieillissement. La CCSN exige que les titulaires de permis mettent en œuvre des programmes de surveillance de l’état des câbles ainsi qu’un programme de gestion du vieillissement des câbles afin d’évaluer la dégradation de leur enveloppe au fil du temps. À la lumière de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a conclu que les titulaires de permis avaient réalisé des progrès acceptables dans l’élaboration et la mise en œuvre de leurs programmes respectifs et que les câbles aux centrales nucléaires étaient sécuritaires. Le personnel de la CCSN est satisfait du rendement général des titulaires de permis dans ce domaine.

2.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le DSR Aptitude fonctionnelle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’état physique des structures, systèmes et composants (SSC) afin de veiller à ce qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes qui assurent la disponibilité de tout l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsqu’il doit servir. La cote moyenne de l’industrie pour ce DSR en 2016 était «Satisfaisant», inchangée par rapport à l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Aptitude fonctionnelle aux centrales nucléaires respectait les exigences réglementaires applicables.

Cotes de rendement pour l’aptitude fonctionnelle
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

L’aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants :

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement
Entretien
Intégrité structurale
Gestion du vieillissement
Contrôle chimique
Inspections et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Se fondant sur l’examen des rapports provenant des centrales, il a été déterminé que tous les titulaires de permis se conformaient aux exigences du document RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [35].

Chaque titulaire de permis de centrale nucléaire doit présenter annuellement à la CCSN un rapport sur les résultats de son programme de fiabilité, en conformité avec le document REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires[3]. Cela comprend des rapports sur la fiabilité des multiples systèmes spéciaux de sûreté disponibles sur tous les réacteurs CANDU. Ces systèmes fournissent une protection contre les défaillances peu probables (mais possibles) des systèmes fonctionnels. Ces systèmes spéciaux de sûreté comprennent deux systèmes d’arrêt d’urgence qui sont indépendants l’un de l’autre. Le premier système utilise des barres d’arrêt qui plongent par gravité dans le cœur du réacteur, avec une petite poussée initiale. Le second système injecte une solution qui absorbe les neutrons dans le modérateur. Les systèmes d’arrêt d’urgence ne peuvent en aucun cas être inefficaces. Dans de rares circonstances, leur capacité pourrait être réduite, mais une protection est toujours assurée par l’autre système redondant et des mesures immédiates sont toujours prises par l’équipe d’exploitation afin de restaurer la capacité. Au moins un système d’arrêt d’urgence fonctionnera, s’il le faut, après toute défaillance d’un système fonctionnel. En plus des systèmes spéciaux de sûreté, la conception des réacteurs CANDU comprend d’autres systèmes et caractéristiques liés à la sûreté dont l’unique but est d’assurer des fonctions de sûreté. Aucun réacteur n’est autorisé à être exploité si les systèmes de sûreté ne sont pas disponibles. Si une indisponibilité est détectée, des mesures sont immédiatement prises pour s’assurer que la sûreté est maintenue en tout temps.

Dans l’ensemble, les systèmes spéciaux de sûreté ont eu un bon rendement pour ce qui est de respecter leurs objectifs d’indisponibilité (à l’exception des cas mentionnés à la section 3). En tenant compte des systèmes auxiliaires en place, les titulaires de permis ont pris les mesures qui s’imposaient pour régler les incidents menant à une indisponibilité et mis en œuvre des mesures correctives.

Les systèmes de sûreté font également l’objet d’essais. Le terme « rendement des essais des systèmes de sûreté » indique le nombre d’essais des systèmes de sûreté prescrit dans les conditions de permis qui ont été omis par les titulaires de permis. Il s’agit d’une mesure de l’aptitude d’un titulaire de permis à réussir les essais réguliers sur les systèmes liés à la sûreté, et permet de calculer la disponibilité prévisible des systèmes. Les données se rapportant à l’ensemble de l’industrie et à chaque centrale sont présentées au tableau 6 et à la figure 6.

Le nombre d’essais omis sur les systèmes de sûreté demeure très faible et a diminué, passant de 10 en 2015 à 5 en 2016. Au total, 49534essais de ce type ont été réalisés pendant 2016. Le pourcentage d’essais omis dans l’ensemble de l’industrie était de 0,01%. L’impact des essais omis est négligeable, car les systèmes de sûreté visés par les essais disposent d’un degré de redondance suffisamment élevé pour assurer la disponibilité continue des systèmes de sûreté.

Les essais omis font l’objet d’un suivi et sont remis au calendrier par les titulaires de permis au moment approprié. Les titulaires de permis assurent le suivi des essais omis et les signalent à la CCSN conformément au document REGDOC-3.1.1.

Tableau 6: Rendement des essais sur les systèmes de sûreté en 2016
Centrale nucléaire	Nombre d’essais annuels prévus	Nombre d’essais sur les systèmes de sûreté omis				Pourcen-tage d’essais omis
Centrale nucléaire	Nombre d’essais annuels prévus	Systèmes spéciaux de sûreté	Systèmes de sûreté en attente	Systèmes fonctionnels liés à la sûreté	Total	Pourcen-tage d’essais omis
Bruce-A	10267	1	1	0	2	0,02
Bruce-B	9230	0	0	0	0	0,00
Darlington	12669	0	0	0	0	0,00
Pickering	12380	2	0	0	2	0,02
Point Lepreau	4988	0	1	0	1	0,02
Total – Industrie	49534	3	2	0	5	0,01

Figure 6: Tendances relatives au rendement des essais sur les systèmes de sûreté, par centrale nucléaire et pour toutes les centrales nucléaires, de 2012 à 2016
Year	Bruce A	Bruce B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Industry Median
2012	2	0	0	5	24	31
2013	14	4	3	5	2	28
2014	8	1	0	0	8	21
2015	0	3	0	0	7	10
2016	2	0	0	2	1	5

Entretien

Lors des inspections relatives à l’entretien réalisées en 2016, le personnel de la CCSN n’a relevé aucun problème de non-conformité important. Le personnel de la CCSN est satisfait du rendement général des titulaires de permis dans ce domaine.

Le personnel de la CCSN surveille systématiquement plusieurs indicateurs du rendement en matière de sûreté pour l’entretien, notamment le coefficient d’exécution des entretiens préventifs, les retards dans l’entretien et le nombre de reports des travaux d’entretien préventif.

Le coefficient d’exécution des entretiens préventifs indique l’efficacité du programme d’entretien préventif pour réduire la nécessité de recourir à des activités d’entretien correctif. Sa valeur moyenne pour les centrales nucléaires canadiennes s’est chiffrée à 89% en 2016, une légère amélioration comparativement à 88% en 2015. Le personnel de la CCSN est satisfait de cette valeur.

Bien que les retards dans l’entretien ne soient habituellement pas importants sur le plan de la sûreté, le personnel de la CCSN les suit également de près. En effet, ils peuvent se révéler un indicateur utile de l’efficacité de l’ensemble des activités d’entretien et de l’exploitation de la centrale nucléaire. En particulier, le personnel de la CCSN examine les retards cumulés dans l’entretien correctif et l’entretien déficient des composants essentiels. Un certain retard est toujours à prévoir en raison des processus de gestion des travaux normaux et du vieillissement de l’équipement. La moyenne des retards cumulés dans l’entretien, au sein de l’industrie, et le nombre de reports de travaux d’entretien préventif de composants essentiels se sont améliorés en 2016 (voir le tableau 7). Le personnel de la CCSN continuera de concentrer son attention sur ces indicateurs de rendement en matière de sûreté jusqu’à ce que toutes les centrales nucléaires aient atteint le niveau des pratiques exemplaires de l’industrie. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour. Le niveau de retards dans l’entretien pour les centrales représente un risque négligeable pour leur exploitation sûre.

Ensemble, les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif et de l’entretien déficient, ainsi que les reports de l’entretien préventif représentent une bonne indication de l’efficacité du programme d’entretien aux centrales nucléaires.

Un entretien correctif est nécessaire lorsqu’une structure, un système ou un composant connaît une défaillance et ne peut plus assurer les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Comme l’indique le document REGDOC-3.1.1 [3], les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif comprennent tous les travaux d’entretien correctif qui font l’objet d’une demande de travail et qui sont inscrits à la colonne des travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux.

Un entretien déficient est prévu lorsque des structures, systèmes ou composants se dégradent, mais qu’ils peuvent remplir les fonctions pour lesquelles ils ont été conçus. Les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient comprennent tous les travaux d’entretien déficient qui font l’objet d’une demande de travail et qui sont inscrits à la colonne des travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux [3].

Le report d’un entretien préventif se définit par un travail d’entretien préventif pour lequel la date limite a été repoussée après l’approbation de la justification technique du report [3].

Tableau 7: Retards dans l’entretien et reports de travaux d’entretien préventif de composants essentiels
Indicateur de rendement	Nombre moyen d’ordres de travail par tranche en 2016	Nombre moyen d’ordre de travail par tranche en 2015
Retards relatifs à l’entretien correctif	8	11
Retards relatifs à l’entretien déficient	111	117
Reports des travaux d’entretien préventif	38	49

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont mis en œuvre des processus et des programmes destinés à traiter les facteurs de vieillissement qui pourraient avoir une incidence sur l’état des SSC importants pour la sûreté. Le document REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle: Gestion du vieillissement [20], énonce les exigences réglementaires concernant les programmes de gestion du vieillissement à chaque étape du cycle de vie d’une centrale nucléaire, y compris l’exploitation et le stockage sûr pour le déclassement. Tous les titulaires de permis procèdent actuellement à la mise à jour de leurs processus et de leurs programmes en conformité avec ce document d’application de la réglementation. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

La CCSN exige que tous les titulaires de permis disposent d’un programme de gestion du vieillissement propre aux composants – que les titulaires de permis appellent communément le «programme de gestion du cycle de vie» – pour les composants majeurs du circuit caloporteur primaire des réacteurs CANDU (c.-à-d. conduites d’alimentation, tubes de force et générateurs de vapeur), ainsi que les composants internes d’un réacteur, les enceintes de confinement en béton et les ouvrages liés à la sûreté de la partie classique des centrales nucléaires. Les activités de surveillance de la conformité du personnel de la CCSN comprenaient des examens des documents soumis par les titulaires de permis relativement aux programmes intégrés de gestion du vieillissement et aux programmes de gestion du cycle de vie propres aux composants et aux structures ainsi que des inspections sur le site pour évaluer la mise en œuvre de ces programmes par les titulaires de permis.

Les programmes de gestion du vieillissement des tubes de force sont importants pour l’exploitation sûre des centrales nucléaires, car les conditions d’exploitation des canaux de combustible des réacteurs CANDU ont des effets importants sur les propriétés matérielles et les comportements qui influent sur la sûreté. Les activités relatives au programme de gestion du cycle de vie des tubes de force consistent à vérifier l’état des tubes et à surveiller les changements des propriétés des matériaux. La CCSN exige que ces activités soient régies par des programmes d’inspections périodiques conformes à la norme CSAN285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [21]. Les titulaires de permis évaluent l’intégrité des tubes âgés en observant les méthodes définies dans la norme CSAN285.8, Technical requirements for in-service evaluation of zirconium alloy pressure tubes in CANDU reactors [46]. Les spécialistes techniques de la CCSN participent activement au sous-comité technique de la norme CSAN285B et au sous-comité technique de la normeN285.8, en veillant à ce que les exigences réglementaires soient prises en compte dans l’élaboration et la révision des normes.

Les programmes de gestion du cycle de vie sont soutenus par la recherche afin de valider les modèles techniques d’évaluation des tubes de force (par exemple, voir la description du projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible à la section 2.2.3). Les programmes de gestion du cycle de vie sont mis à jour afin d’inclure l’expérience en exploitation et les résultats de la recherche, et sont présentés à la CCSN afin de démontrer la conformité aux exigences du document REGDOC-2.6.3. Le personnel de la CCSN suit activement les progrès de l’industrie dans ses activités de recherche afin de vérifier que les tubes de force, particulièrement ceux dont on prévoit l’exploitation sur une longue période, continueront d’offrir les marges de sûreté requises. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait des programmes de gestion du cycle de vie des tubes de force et de l’assurance continue de sûreté qu’ils offrent.

Outre le vieillissement des tubes de force, les programmes de gestion du cycle de vie portent sur le vieillissement et le comportement des espaceurs des canaux de combustible, qui maintiennent l’écart entre chaque tube de force et son tube de calandre correspondant. S’il devait y avoir un contact entre le tube de force et le tube de calandre, qui est plus froid, il pourrait s’ensuivre la dégradation du tube de force. Les titulaires de permis évaluent la possibilité de déplacement des espaceurs le long du canal de combustible (ce qui pourrait accroître la probabilité d’un contact entre le tube de force et le tube de calandre) au fil du temps, et ils en corrigent le positionnement au besoin. Le personnel de la CCSN est satisfait du travail des titulaires de permis visant à assurer le fonctionnement sûr et constant des espaceurs de canaux de combustible.

En 2016, le personnel de la CCSN a examiné les rapports d’inspection périodique concernant les tubes de force et confirmé qu’aucun nouveau mécanisme de défaillance ou de dégradation n’a été relevé et qu’il n’y a eu aucune constatation dépassant les prévisions des évaluations opérationnelles. Le personnel de la CCSN a conclu que le vieillissement des tubes de force est géré efficacement.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis disposent d’un programme de contrôle chimique qui maintient la chimie des systèmes aux conditions nécessaires afin de limiter le plus possible la corrosion et la diminution du rendement, pour tous les états de la centrale nucléaire, et qui contribue à une exploitation sûre et fiable de la centrale. Un contrôle chimique approprié maximise la durée de vie et la fiabilité de l’équipement ainsi que son rendement à long terme. Les spécifications chimiques indiquent les paramètres à contrôler à l’intérieur de limites prescrites.

La CCSN exige que les titulaires de permis rendent compte du rendement en matière de sûreté de leur programme de chimie en déclarant l’indice chimique et l’indice de conformité chimique conformément au document REGDOC‑3.1.1. L’indice chimique représente la période moyenne, exprimée en pourcentage, pendant laquelle les paramètres chimiques choisis sont conformes aux spécifications. Il quantifie le contrôle à long terme des paramètres chimiques importants en conformité avec les exigences du titulaire de permis. L’indice chimique de conformité représente la période moyenne, exprimée en pourcentage, pendant laquelle les paramètres chimiques choisis sont conformes aux spécifications pour les tranches qui sont en état d’arrêt garanti et celles qui ne le sont pas pour vérifier si le rendement répond aux exigences réglementaires et à celles des titulaires de permis.

Les figures 7 et 8 présentent les valeurs de l’indice chimique et de l’indice chimique de conformité, respectivement, pour les années2012 à 2016. D’après ces valeurs, le personnel de la CCSN a déterminé que le contrôle chimique a été bien maintenu par tous les titulaires de permis. Les valeurs d’indice près de 100 indiquent que les paramètres mesurés étaient à l’intérieur des spécifications la plupart du temps. Un exemple de paramètre qui peut devenir hors spécificationest l’oxygène dissous dans le condenseur, dont la concentration peut être hors spécification lors du démarrage d’une tranche et lors d’arrêts prolongés.

Indice chimique

Les valeurs à la baisse pour Bruce-A sont principalement attribuables à des concentrations élevées d’oxygène dissous dans la pompe d’extraction du condensat. Malgré ces tendances récentes hors spécification, il n’y a aucun effet néfaste sur le contrôle de la chimie ou de la corrosion. Les paramètres de contrôle de la chimie dans le circuit d’eau d’alimentation et le générateur de vapeur ont été bien maintenus et l’augmentation de l’oxygène dissous dans la pompe d’extraction du condensat a une importance minime pour la sûreté. Bruce Power termine actuellement des travaux pour régler ce problème.

Indice chimique de conformité

La tendance à la baisse pour ce qui est de l’indice chimique de conformité à la centrale Bruce-A, entre 2012 et 2016, est due principalement aux conditions isotopiques dégradées du modérateur. Cette tendance présente peu d’importance pour la sûreté et les paramètres chimiques restants du modérateur ont été bien maintenus au cours des cinqdernières années.

Figure 7 : Indice chimique (%) pour toutes les centrales nucléaires, de 2012 à 2016
Année	Bruce–A	Bruce–B	Darlington	Pickering tranches 1 et 4	Pickering tranches 5 à 8	Point Lepreau
2012	94.58	97.52	99.71	98.59	98.22	78.42
2013	94.46	97.14	99.50	98.79	98.02	93.78
2014	94.53	96.97	99.61	98.74	98.93	96.06
2015	95.58	97.20	99.48	98.33	99.43	96.29
2016	94.51	96.72	99.51	98.17	99.62	98.05
*Remarque : L’indice chimique de la centrale nucléaire de Point Lepreau pour 2012 est faible en raison de la remise en service après la réfection.

*Remarque : L’indice chimique de la centrale nucléaire de Point Lepreau pour 2012 est faible en raison de la remise en service après la réfection.

Figure 8 : Indice chimique de conformité (%) pour l’ensemble des centrales nucléaires, de 2012 à 2016
Année	Bruce–A	Bruce–B	Darlington	Pickering tranches 1 et 4	Pickering tranches 5 à 8	Point Lepreau
2012	96.87	92.66	99.70	99.99	99.98	96.73
2013	94.77	94.00	99.69	99.86	99.99	98.17
2014	93.16	98.64	99.74	100.00	99.75	95.78
2015	92.55	97.81	99.99	99.81	99.97	98.75
2016	92.74	95.62	99.96	99.96	99.99	99.53

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis de centrale nucléaire en exploitation ont continué d’inspecter et de démontrer l’intégrité structurale des structures et des composants passifs, notamment ceux des systèmes sous pression, des systèmes de confinement et des systèmes de la partie classique de la centrale nucléaire importants pour la sûreté, conformément aux programmes d’inspection périodique de chaque centrale nucléaire et aux normes applicables.

Les activités de surveillance de la conformité menées par le personnel de la CCSN comprenaient notamment l’examen des documents des titulaires de permis régissant les programmes, des rapports d’inspection et des réponses aux constatations des inspections présentées conformément aux normes pertinentes du Groupe CSA et au document REGDOC-3.1.1. Le personnel de la CCSN n’a déterminé qu’il n’y avait eu aucune dégradation des structures, des systèmes ou des composants ayant une incidence sur la sûreté nucléaire en 2016.

En 2016, le personnel de la CCSN a continué à surveiller l’utilisation, par les titulaires de permis, des résultats des programmes de gestion du cycle de vie et des projets connexes en matière d’évaluation de l’intégrité structurale (p. ex. l’élaboration de nouvelles méthodes pour les évaluations probabilistes des fuites avant rupture).

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis se sont dotés d’un programme d’inspections et d’essais pour assurer un suivi continu de l’aptitude fonctionnelle et de l’intégrité structurale des SSC importants pour la sûreté. Les résultats de ces inspections et de ces essais sont présentés au personnel de la CCSN aux fins d’examen après chaque campagne d’inspection, conformément aux normes pertinentes du Groupe CSA et au document REGDOC-3.1.1. Le personnel de la CCSN a examiné les documents présentés pour vérifier la mise en œuvre par les titulaires de permis de leurs programmes d’inspections et d’essais. Durant la période visée par le rapport, le personnel de la CCSN n’a pas relevé de problème de conformité pouvant affecter la sûreté et il a constaté que les programmes respectent les exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que les enveloppes sous pression et les composants de confinement ainsi que les enceintes de confinement en béton ont fait l’objet d’inspections et d’essais conformément aux normes suivantes de la CSA: N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [21], N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU [23], et N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU [24]. Le personnel de la CCSN a examiné les résultats de ces inspections et essais et a confirmé que les programmes avaient été mis en œuvre conformément aux exigences réglementaires énoncées dans les manuels des conditions de permis des centrales et les documents sur les programmes des titulaires de permis.

2.1.7 Radioprotection

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que la contamination et les doses de rayonnement reçues par un individu soient surveillées, contrôlées et maintenues au niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA). La cote de rendement moyenne des centrales nucléaires pour le DSR Radioprotection était «Satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes et que les doses aux travailleurs et aux membres du public étaient inférieures aux limites réglementaires.

Cotes de rendement pour la radioprotection
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
ES	ES	ES	SA	SA	SA

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants :

Application du principe ALARA
Contrôle des doses des travailleurs
Rendement du programme de radioprotection
Contrôle des dangers radiologiques
Dose estimée au public

Les données sur les doses présentées sont fondées sur les registres d’exposition au rayonnement de chaque personne dont l’exposition est surveillée à chaque centrale nucléaire. Le rapport sur les centrales nucléaires contient et analyse les données de ces registres dosimétriques selon la dose collective annuelle^{Notes de bas de page 2} , la dose efficace moyenne^{Notes de bas de page 3} , la dose efficace maximale individuelle et la répartition des doses parmi les individus contrôlés.

L’annexe E présente les données sur la dose efficace collective annuelle reçue par les personnes contrôlées à chaque centrale nucléaire.

Les figures 9, 10 et 11 présentent les doses efficaces (moyenne et maximale) et la répartition des doses reçues par les personnes contrôlées, pour chaque centrale nucléaire. La figure 12 indique la dose estimative reçue par la population en raison des centrales nucléaires.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont continué d’appliquer des mesures de radioprotection afin de s’assurer que les doses aux personnes respectent le principe ALARA, en tenant compte notamment des facteurs socio-économiques, conformément au Règlement sur la radioprotection.

En 2016, la dose collective des personnes contrôlées pour l’ensemble des centrales nucléaires au Canada était de 18,94personnes-sieverts (p-Sv). Ce taux représente une augmentation d’environ 19,6% par rapport à la dose collective signalée pour l’ensemble de l’industrie l’année précédente (c.-à-d. 15,84 p-Sv). Comme le montre l’annexeE, cette augmentation était attribuable à la portée des activités associées aux arrêts aux centrales nucléaires en 2016. Dans le cas des activités d’exploitation régulières, les doses sont demeurées relativement stables. Le nombre de personnes ayant reçu une dose en2016 (7697) était légèrement plus élevé qu’en 2015 (7500).

La dose efficace moyenne annuelle en 2016 pour l’ensemble des centrales nucléaires au Canada était de 2,46 millisieverts (mSv), soit une diminution d’environ 16,6% par rapport à la valeur de 2,11 mSv observée en 2015.

La figure 9 indique la dose efficace moyenne reçue par les individus contrôlés à chaque centrale nucléaire canadienne entre 2012 et 2016. Pour l’année 2016, les données révèlent que la dose efficace moyenne mesurable à chacune des centrales nucléaires variait de 1,20 à 3,51 mSv par année. En général, les écarts entre les doses moyennes d’une année à l’autre s’expliquent par le type et l’ampleur des activités réalisées à chacune des installations. Aucune tendance négative n’a été observée en 2016.

On trouvera à l’annexeE les données sur la dose efficace collective annuelle reçue par les personnes contrôlées à chaque centrale nucléaire. Le personnel de la CCSN est satisfait de l’application du principe ALARA par les titulaires de permis en 2016 et des doses résultantes aux personnes.

Figure 9: Dose efficace moyenne reçue par les personnes contrôlées à chaque centrale nucléaire canadienne, de 2012 à 2016
Year	Bruce-A et Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau
2012	4.3	1.24	2.92	0.7
2013	2.95	2.25	1.79	0.54
2014	3.68	1.35	2.21	0.7
2015	2.78	1.18	2.31	0.7
2016	3.51	1.42	2	1.2

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont mis en œuvre un programme de radioprotection afin de surveiller les doses professionnelles reçues par les personnes, conformément au Règlement sur la radioprotection.

En plus de veiller à maintenir les doses en deçà des limites réglementaires^{Notes de bas de page 4} , tous les titulaires de permis ont établi des seuils d’intervention^{Notes de bas de page 5} pour l’exposition des travailleurs. En 2016, les doses de rayonnement reçues par les travailleurs dans les centrales nucléaires étaient inférieures aux limites de dose et aux seuils d’intervention réglementaires.

La figure 10 montre les doses efficaces maximales des travailleurs à chacune des centrales nucléaires pour la période allant de 2012 à 2016. En 2016, la dose efficace individuelle maximale reçue a été de 23,05 mSv. Cette dose a été reçue par un travailleur sur le site de Bruce Power. Le personnel de la CCSN continue de surveiller les doses aux travailleurs, dans le cadre de son programme de vérification de la conformité.

Figure 10: Dose efficace individuelle maximale reçue à chaque centrale nucléaire canadienne, de 2012 à 2016
Year	Bruce-A et Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau
2012	29	11.7	19.6	5.1
2013	13.63	14.15	14.5	6.59
2014	20.17	11.13	14.5	10.2
2015	15.4	9.78	15.38	6.6
2016	23.05	9.13	18.04	14.01

La figure 11, à la page suivante, montre la répartition des doses efficaces annuelles reçues par toutes les personnes contrôlées à toutes les centrales nucléaires canadiennes de 2012 à 2016 d’après les renseignements relatifs aux doses fournies par chaque titulaire de permis. La figure 11 montre également qu’en 2016, il n’y a eu aucune exposition au rayonnement dépassant les limites de dose réglementaires annuelles aux centrales nucléaires canadiennes. De plus, environ 86% des doses déclarées pour les travailleurs étaient égales ou inférieures à la limite de dose réglementaire annuelle de 1 mSv pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait du contrôle qu’exercent les titulaires de permis sur les doses reçues par les travailleurs.

Figure 11: Répartition des doses efficaces annuelles reçues par toutes les personnes contrôlées aux centrales nucléaires canadiennes, de 2012 à 2016
Year	Number of Workers Monitored	BRL	0.01 - 1 mSv	1 - 5 mSv	5 - 10 mSv	10 - 15 mSv	15 - 20 mSv	20 - 50 mSv
2012	27532	0.667151	0.152659	0.11735435	0.04086154	0.017288973	0.003414209	0.001271
2013	24440	0.696154	0.140794	0.12156301	0.03739771	0.004091653	0	0
2014	25378	0.707975	0.137797	0.10619434	0.04275357	0.004255655	0.000945701	7.88E-05
2015	27229	0.72	0.14	0.1	0.03	0.003	0.0001	0
2016	29055	0.735089	0.126002	0.09578386	0.03875409	0.003407331	0.000653932	0.00031

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a effectué des activités de surveillance réglementaire à toutes les centrales nucléaires en 2016 afin de vérifier la mise en œuvre efficace des programmes de radioprotection par les titulaires de permis. Cette surveillance réglementaire consistait en un examen des documents relatifs au programme de radioprotection et à son rendement.

Une surveillance régulière du rendement des titulaires de permis dans le domaine de la radioprotection a également été effectuée par les inspecteurs sur le site de chaque centrale nucléaire.

Grâce à l’information recueillie dans le cadre de ces activités de surveillance, le personnel de la CCSN a confirmé que tous les titulaires de permis avaient mis en œuvre leur programme respectif de radioprotection afin de contrôler l’exposition professionnelle des travailleurs.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont instauré des mesures dans le cadre de leurs programmes de radioprotection dans le but de surveiller et de contrôler les dangers radiologiques dans leurs installations respectives. Ces mesures comprennent, sans s’y restreindre, le recours à des systèmes de zonage radiologique, des systèmes de ventilation contrôlant la direction de la circulation de l’air, la surveillance de l’air ambiant ainsi que de l’équipement de surveillance du rayonnement à la limite des zones.

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont continué de mettre en œuvre leur programme de surveillance en milieu de travail pour protéger les travailleurs et que la contamination radioactive est contrôlée à l’intérieur du site. En 2016, aucun seuil d’intervention n’a été dépassé en ce qui concerne la contamination et aucun problème de rendement important au chapitre de la sûreté n’a été relevé à une centrale nucléaire canadienne.

Doses estimées au public

La figure 12 indique les doses estimées au public provenant des émissions atmosphériques et des rejets liquides pour la période allant de 2012 à 2016. (Les émissions atmosphériques et les rejets liquides de radionucléides par les centrales nucléaires canadiennes sont présentés aux figures 18 et 19 de la section 2.1.9.) La figure 12 montre que les doses à la population sont bien inférieures à la limite de dose réglementaire annuelle du public, qui est fixée à 1mSv.

Une comparaison des données de 2016 avec celles des années précédentes indique que ces valeurs sont demeurées dans la même plage générale qu’entre 2012 et 2015, pour la plupart des centrales.

Remarque: Les pourcentages indiqués dans la figure ci-dessous sont très faibles. L’utilisation d’une échelle logarithmique aide à illustrer ces valeurs minimes ainsi que la grande fourchette de valeurs.

Figure 12: Comparaison des doses estimées au public provenant des centrales nucléaires canadiennes, de 2012 à 2016
Year	Bruce site	Darlington	Pickering	Point Lepreau
2012	0.0012	0.0006	0.0011	0.0006
2013	0.0013	0.0006	0.0011	0.0004
2014	0.002	0.0006	0.0012	0.0003
2015	0.0029	0.0005	0.0012	0.0006
2016	0.0016	0.0006	0.0015	0.0009

2.1.8 Santé et sécurité classiques

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité au travail et à protéger le personnel et l’équipement. La cote moyenne de rendement de l’industrie pour ce DSR était «Entièrement satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que dans l’ensemble, le rendement pour le DSR Santé et sécurité classiques aux centrales nucléaires répondaient aux exigences réglementaires pertinentes ou les surpassait.

Cotes de rendement pour la santé et la sécurité classiques
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
ES	SA	SA	ES	ES	ES

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants :

Rendement
Pratiques (aucune observation importante à signaler)
Sensibilisation (aucune observation importante à signaler)

Rendement

Le taux de gravité des accidents (TGA), la fréquence des accidents (FA) et le taux d’accidents de travail (Industrial Safety Accident Rate – ISAR) sont des paramètres déclarés par les titulaires de permis de centrales nucléaires. Ils servent à mesurer l’efficacité de leur programme de santé et sécurité classiques en ce qui a trait à la sécurité des travailleurs. Le taux de gravité des accidents mesure le nombre total de jours perdus en raison d’accidents par 200 000 heures-personnes (environ 100 années-personnes) travaillées à une centrale nucléaire. La fréquence des accidents mesure le nombre de décès et de blessures (avec arrêt de travail ou intervention médicale) en raison d’un accident par 200 000 heures-personnes travaillées à une centrale nucléaire. Le taux d’accidents de travail mesure le nombre de blessures avec arrêt de travail par 200 000 heures-personnes travaillées à une centrale nucléaire.

Les figures 13, 14 et 15 présentent les valeurs du taux de gravité des accidents, de la fréquence des accidents et du taux d’accidents de travail, respectivement, pour chacune des centrales nucléaires, ainsi que la moyenne de l’industrie à cet égard. Le personnel de la CCSN observe un maintien de faibles taux d’accidents et de temps perdu attribuable aux accidents. Bien que la définition de la fréquence des accidents comprenne les décès, le personnel de la CCSN a constaté qu’il n’y avait eu aucun décès dû au travail dans les centrales nucléaires canadiennes en 2016.

Figure 13: Tendances relatives au taux de gravité des accidents, par centrale nucléaire et pour l’ensemble du secteur canadien, de 2012 à 2016
Year	Bruce site	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Industry
2012	0.1	4.4	0.0	0.0	1.2
2013	0.0	0.2	0.0	12.0	1.4
2014	0.0	0.0	0.0	0.0	0.0
2015	0.0	1.4	0.5	0.0	0.5
2016	2.6	0.7	0.5	0.0	1.3

Figure 14: Tendances relatives à la fréquence des accidents, par centrale nucléaire et pour l’ensemble du secteur canadien, de 2012 à 2016
Année	Bruce site	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Industry
2012	0.77	0.39	0.34	0.70	0.61
2013	0.51	0.30	0.29	0.35	0.40
2014	0.00	0.00	0.00	0.00	0.00
2015	0.00	0.00	0.00	0.00	0.00
2016	0.46	0.22	0.66	0.11	0.43

Figure 15: Tendances relatives au taux d’accidents de travail, par centrale nucléaire et pour l’ensemble du secteur canadien, de 2012 à 2016
Année	Bruce site	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Industry
2012	0.04	0.04	0.00	0.2	0.04
2013	0.00	0.08	0.00	0.25	0.06
2014	0.05	0.05	0.10	0	0.03
2015	0.00	0.09	0.04	0	0.04
2016	0.02	0.04	0.03	0.03	0.03

La figure 16 à la page suivante montre les valeurs des taux d’accident de travail dans les centrales nucléaires canadiennes, par rapport aux valeurs de l’industrie internationale des centrales nucléaires publiées par la WANO. Les taux enregistrés par le secteur nucléaire canadien ont été considérablement inférieurs à ceux enregistrés par la WANO, ce qui démontre que le secteur nucléaire canadien offre l’un des environnements de travail nucléaire parmi les plus sûrs au monde. La WANO a arrêté de publier les taux réels d’accidents de travail en 2016. Elle publie plutôt maintenant le pourcentage de réacteurs qui atteignent les objectifs de la WANO (c.-à-d. 0,2 blessure avec arrêt de travail par 200000 heures-personnes pour le secteur nucléaire dans son ensemble et 0,5 blessure avec arrêt de travail par 200000 heures-personnes pour chaque centrale nucléaire).

Figure 16: Tendances relatives au taux d’accidents de travail (blessures entraînant une perte de temps de travail par 200 000 heures-personnes) canadien par rapport aux données de la WANO, de 2012 à 2016
Année	Canada	WANO
2012	0.04	0.14
2013	0.04	0.12
2014	0.06	0.13
2015	0.04	0.12
2016	0.03	0.00

La figure 17 à la page suivante montre le taux de fréquence des accidents pour une vaste gamme de milieux de travail canadiens. Les lieux de travail inclus comprennent tous ceux pour lesquels les taux de fréquence des accidents sont basés sur les décès, les blessures entraînant un arrêt de travail et les blessures nécessitant un traitement médical. Comme le montre la figure 17, la fréquence des accidents dans le secteur nucléaire au Canada est inférieure à celle observée dans les autres milieux de travail au Canada. Le personnel de la CCSN a conclu que, pour l’ensemble du secteur nucléaire, le taux de gravité des accidents, la fréquence des accidents et le taux d’accidents de travail sont demeurés très bas au cours de l’année, ce qui est indicatif de la rigueur des programmes de santé et de sécurité mis en place dans les centrales nucléaires. L’Association canadienne de l’électricité a arrêté de publier les données sur la fréquence des accidents après 2014.

Figure 17 : Tendances relatives à la fréquence des accidents (pertes de vie et blessures par 200 000 heures) dans les milieux de travail canadiens, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Sécurité en milieu de travail - Ontario	3.60	3.48	3.41	3.21	3.25
Organisme Travail sécuritaire - Nouveau-Brunswick	3.06	2.93	2.89	2.72	3.06
Organisme Travail sécuritaire - Colombie-Britannique	2.34	2.30	2.28	2.23	2.21
Association canadienne de l’électricité	1.77	1.73	1.59
CCSN	0.80	0.72	0.48	0.35	0.70
Canadian Nuclear Power Industry	0.61	0.40	0.22	0.33	0.43

2.1.9 Protection de l’environnement

Ce DSR englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement. La cote moyenne de rendement de l’industrie pour ce DSR était «Satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Protection de l’environnement aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour la protection de l’environnement
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants :

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Système de gestion de l’environnement (SGE)
Évaluation et surveillance
Protection du public
Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

Les figures 18 et 19 montrent les émissions atmosphériques et liquides signalés pour chaque centrale en 2016 sous forme de pourcentages des limites de rejet dérivées (LRD). Ces limites ont été élaborées par les titulaires de permis afin de s’assurer que les limites de rejet dans l’environnement n’entraînent pas un dépassement de la limite de dose réglementaire annuelle du public, fixée à 1 mSv. Les LRD de chaque titulaire de permis sont décrites dans chaque permis d’exploitation et manuel des conditions de permis (MCP) et figurent à l’annexe F.

Les titulaires de permis établissent des seuils d’intervention qui, en 2016, étaient fixés à approximativement 10% des LRD. L’atteinte d’un de ces seuils pourrait signifier qu’une partie du programme de protection de l’environnement d’un titulaire de permis n’est plus efficace et que des mesures spécifiques doivent être prises et signalées à la CCSN.

Hormis un rejet de liquide radiologique, sur une période d’un mois, qui avait dépassé un seuil d’intervention à Pickering (voir la section 3.3.1.9 pour plus de détails), les émissions atmosphériques et les rejets liquides étaient inférieurs à leurs seuils d’intervention respectifs. Aucun rejet radiologique provenant des centrales nucléaires n’a dépassé les limites réglementaires.

Remarque : Bon nombre des pourcentages indiqués dans les deux figures qui suivent ont une infime valeur. L’utilisation d’une échelle logarithmique aide à les illustrer ainsi que la fourchette des valeurs.

Figure 18 : Radionucléides rejetés (% des LRD) dans l’atmosphère par les centrales nucléaires canadiennes en 2016
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gas rares	Particules Radioactives	Carbone-14
Bruce–A	28.5859		0.0386	5.0268	0.0018	26.6562
Bruce–B	18.0380		0.0000	2.4194	0.0031	14.9471
Pickering*	20.0000		1.0000	30.5000	1.0000	5.5000
Darlington*	30.0000	1.0000	1.0000	4.0000	1.0000	50.0000
Point Lepreau*	5.4000		0.0140	2.8300		0.1700
Seuils d’intervention (10 % des LRD)

Figure 19 : Radionucléides rejetés (% des LRD) dans l’eau par les centrales nucléaires canadiennes en 2016
	Tritium	Activité bêta gamma	Carbone-14
Bruce A	1.0261	0.2175	0.0161
Bruce B	2.7554	0.2747	0.0152
Pickering	3.0000	100.0000	1.0000
Darlington	1.0000	10.0000	1.0000
Point Lepreau	0.1100	0.4950	0.1100
Seuils d’intervention (10 % des LRD)

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a déterminé que chaque titulaire de permis a élaboré et mis en œuvre un programme de gestion de l’environnement afin d’évaluer les risques environnementaux liés à ses activités nucléaires et de s’assurer que celles-ci sont réalisées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de surveillance de l’environnement mis en œuvre par tous les titulaires de permis comportent des dispositions adéquates pour protéger l’environnement. Les titulaires de permis documentent ou ont déjà documenté ces programmes d’une manière conforme à la norme CSAN288.4-F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorieI et aux mines et usines de concentration d’uranium [25]. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Surveillance des eaux souterraines

Les eaux souterraines font l’objet d’une surveillance systématique autour de toutes les centrales. Les résultats sont soumis à l’examen de la CCSN chaque année. Le personnel de la CCSN a vérifié les résultats de la surveillance en 2016, et ces résultats indiquent que l’exploitation des centrales n’a eu aucune incidence négative sur les eaux souterraines.

Protection du public

Au cours de la période visée par le rapport, le personnel de la CCSN a déterminé que les risques pour l’environnement ou le public et les peuples autochtones, attribuables à tous rejets de substances dangereuses provenant des centrales nucléaires, étaient raisonnables. En 2016, les doses déclarées au public attribuables aux centrales nucléaires canadiennes, étaient bien inférieures à la limite réglementaire annuelle de dose pour le public de 1mSv (voir la section 2.1.7).

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a examiné les évaluations des risques environnementaux réalisées à toutes les centrales nucléaires en exploitation. Il a déterminé que les titulaires de permis avaient mis en place des dispositions adéquates pour protéger l’environnement et le public. Les titulaires de permis ont documenté ou documentent actuellement l’évaluation des risques environnementaux, conformément à la norme CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [26]. Tous ces travaux devraient être terminés d’ici la fin de 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour. La CCSN examine les évaluations des risques environnementaux réalisées par chaque titulaire de permis selon un cycle de cinq ans. L’intervalle sera plus court si des modifications majeures sont proposées à l’installation ou si les données scientifiques sur lesquelles sont fondées les conclusions changent.

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont élaboré et mis en œuvre un programme pour s’assurer que les poissons sont protégés à chaque centrale nucléaire contre les effets des rejets thermiques dans l’eau et de l’aspiration à la prise d’eau, et il estime aussi que des mesures sont en place afin de s’assurer que les risques pour les poissons et les populations de poissons demeurent raisonnables. Les titulaires de permis réalisent ces travaux à la demande du personnel de la CCSN en prenant en compte les conseils donnés en vertu d’un protocole d’entente par diverses organisations, notamment Pêches et Océans Canada ainsi qu’Environnement et Changement climatique Canada.

2.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Ce DSR englobe les plans de mesures d’intervention d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence qui doivent être mis en place pour gérer les urgences radiologiques, nucléaires et classiques. Il comprend également tous les résultats de la participation aux exercices d’intervention en cas d’urgence qui ont eu lieu au cours de l’année. En ce qui concerne le domaine de la préparation et de l’intervention en cas d’incendie, seul le rendement du service d’incendie privé est analysé dans ce DSR. Les questions de conception sont décrites à la section 2.1.5. Selon les données recueillies et les observations effectuées lors des inspections de la CCSN, la cote moyenne de rendement de l’ensemble des centrales nucléaires pour ce DSR était «Satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que les titulaires de permis de centrale nucléaire ont continué de tenir à jour des programmes de gestion des urgences exhaustifs et bien documentés qui répondaient aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour la gestion des urgences et la protection-incendie
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants :

Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Les situations d’urgence classiques englobent les accidents de travail, les rejets de matières dangereuses ou les conditions météorologiques extrêmes. Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont maintenu et amélioré leurs capacités de préparation et d’intervention en cas d’urgence classique dans leurs installations respectives. Le personnel de la CCSN a vérifié chaque programme d’intervention en fonction des exigences réglementaires énoncées dans le permis d’exploitation et le MCP. Le maintien des compétences dans ce domaine a été assuré grâce à des programmes de formation, des entraînements et des exercices.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont maintenu et amélioré leurs capacités de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Le personnel de la CCSN a vérifié les programmes de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire en fonction des exigences réglementaires énoncées dans les permis d’exploitation et les MCP. Le maintien des compétences dans ce domaine a été assuré grâce à des programmes de formation, des entraînements et des exercices.

Préparation et intervention en cas d’urgence hors site

Ce domaine de sûreté est axé sur la protection des résidences situées dans les environs des centrales nucléaires. En 2015, la CCSN a introduit une exigence qui oblige les titulaires de permis à distribuer à titre préventif dans la zone primaire des agents de blocage de la fonction thyroïdienne, appelés «comprimés d’iodure de potassium» (KI), et à en conserver un stock pour les zones secondaires. Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont continué de respecter cette exigence réglementaire en 2016.

Le personnel de la CCSN a constaté que les titulaires de permis ont diffusé aux résidants des renseignements publics concernant les comprimés de KI, les itinéraires d’évacuation et les centres d’accueil, ainsi que les circonstances dans lesquelles il faut s’abriter sur place et la manière de le faire.

Les alertes au public ont continué d’être un sujet d’intérêt important en 2016. Outre les sirènes actuellement en place, les titulaires de permis examinent d’autres méthodes de communication, comme la radio FM, les services de messagerie texte, la diffusion cellulaire et les systèmes téléphoniques à composition automatique. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont maintenu et amélioré leurs programmes de protection-incendie et d’intervention en cas d’incendie. Le personnel de la CCSN a vérifié avec soin l’efficacité de toutes les mesures correctives dans le cadre de ses activités de surveillance réglementaire.

2.1.11 Gestion des déchets

Ce DSR englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des activités de l’installation jusqu’à ce que les déchets en soient retirés. Ce DSR englobe également la planification d’un éventuel déclassement de l’installation. La cote moyenne de rendement de l’ensemble des centrales nucléaires pour ce DSR était «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des déchets aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes ou les dépassait.

Cotes de rendement pour la gestion des déchets
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
ES	ES	ES	ES	SA	ES

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants :

Caractérisation des déchets
Réduction des déchets
Pratiques de gestion des déchets
Plans de déclassement

Caractérisation, réduction des déchets et pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis sont dotés de programmes efficaces qui respectent ou dépassent les attentes de la CCSN pour ce qui est de la gestion des déchets radioactifs et dangereux. Selon les évaluations des niveaux de risque, tous les déchets radioactifs ont été évacués de manière adéquate et conformément aux exigences réglementaires et aux procédures des titulaires de permis. Tous les titulaires de permis ont continué de disposer de programmes efficaces pour la caractérisation, la réduction, la séparation, la manutention, le stockage, la surveillance et le traitement des déchets radioactifs et dangereux en 2016.

Plans de déclassement

Chaque titulaire de permis doit tenir à jour un plan préliminaire de déclassement acceptable prévoyant les activités de déclassement de l’installation. La CCSN exige que ce plan soit mis à jour tous les cinq ans. Le plan de déclassement sert aussi à estimer les coûts de déclassement. La garantie financière donne l’assurance que les fonds seront disponibles lorsque l’installation sera démantelée.

La Commission a accepté les garanties financières présentées par les titulaires de permis. Pour toutes les centrales nucléaires, chaque stratégie de déclassement proposée prévoit une longue période de stockage sous surveillance après la fin de l’exploitation normale. Un permis est délivré par la CCSN pour cette période, qui serait d’une durée de 30 à 40ans avant le début des activités de démantèlement, afin de permettre la désintégration radioactive.

2.1.12 Sécurité

Ce DSR englobe les programmes que les titulaires de permis doivent mettre en œuvre pour soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans le Règlement sur la sécurité nucléaire et les documents d’applications de la réglementation connexes, les permis, les ordres ou les exigences visant leurs installations ou activités. En 2016, tous les titulaires de permis ont continué de mettre en œuvre et de tenir à jour des programmes de sécurité efficaces, conformément aux exigences de la CCSN. Comme en 2015, la cote de rendement attribuée à l’ensemble des centrales nucléaires par le personnel de la CCSN était «Satisfaisant».

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Sécurité aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour la sécurité
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants :

Installations et équipement
Arrangements en matière d’intervention
Pratiques en matière de sécurité
Entraînements et exercices

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé que les résultats dans ce domaine particulier affichent une tendance à la hausse en ce qui a trait aux améliorations apportées aux programmes d’entretien préventif des systèmes de sécurité à certaines installations. Les titulaires de permis continuent de maintenir leurs programmes grâce à la gestion du cycle de vie et à la modernisation des équipements de sécurité. Toutefois, le vieillissement de l’équipement et du matériel informatique pose certains problèmes. Les titulaires de permis s’affairent à régler ces problèmes d’une manière satisfaisante. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante sur le plan de la sûreté pour ce domaine.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé que certains événements à déclaration obligatoire découlant de cas de non-conformité aux procédures dans certaines installations ont nui aux pratiques en matière de sécurité. Il y a un manque de vigilance au chapitre de la sensibilisation à la sécuritédans certaines installations où les employés doivent mieux comprendre les règles de sécurité. Néanmoins, le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante sur le plan de la sûreté pour ce domaine.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’industrie continue de remédier adéquatement aux lacunes dans les techniques de formation et à améliorer la rigueur des procédures. Des plans de mesures correctives en réponse aux mesures réglementaires sont en cours de mise en œuvre et seront suivis de près par le personnel de la CCSN. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante sur le plan de la sûreté pour ce domaine.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis continuent de maintenir leurs activités à un niveau acceptable. Des améliorations ont été apportées dans les installations où ce domaine particulier posait problème dans le passé. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante sur le plan de la sûreté pour ce domaine.

Cybersécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de cybersécurité garantissent que tous les biens informatiques essentiels utilisés pour exécuter les fonctions de sûreté, de sécurité, de préparation en cas d’urgence et de sauvegarde sont protégés contre les cyberattaques.

Les titulaires de permis ont continué de tenir à jour et d’améliorer son programme de cybersécurité en mettant en œuvre la norme CSA N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs [27], selon les données présentées à la section 3 et en collaborant dans le cadre du programme de pairs en cybersécurité du Groupe des propriétaires de CANDU afin de mettre en commun les leçons tirées et d’élaborer des pratiques exemplaires dans le secteur nucléaire en vue d’implanter des contrôles de cybersécurité. Le personnel de la CCSN est satisfait de l’ensemble des progrès réalisés dans ce domaine.

2.1.13 Garanties et non-prolifération

Ce DSR englobe les programmes et les activités nécessaires au succès de la mise en œuvre des obligations du Canada découlant des accords relatifs aux garanties de l’AIEA ainsi que toutes les mesures dérivées du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires [28]. La cote de rendement moyenne de l’industrie pour ce DSR était «Satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Garanties et non-prolifération aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour les garanties et la non-prolifération
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le programme des garanties comprend les domaines suivants :

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Renseignements sur les activités et la conception
Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

La portée du programme de non-prolifération pour les centrales nucléaires canadiennes se limite au suivi et à la déclaration des obligations à l’étranger et de l’origine des matières nucléaires, tel que l’exige le document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [29]. Ce suivi et cette déclaration aident la CCSN à mettre en œuvre les accords bilatéraux de coopération nucléaire du Canada avec d’autres pays.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis répondaient aux exigences réglementaires énoncées dans le document RD-336.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont donné accès à l’AIEA et lui ont prêté assistance pour les activités visées par des garanties, notamment l’inspection et l’entretien de l’équipement de l’AIEA.

Renseignements sur les activités et la conception

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont présenté dans les délais requis à l’AIEA et à la CCSN leur programme opérationnel annuel ainsi que les mises à jour trimestrielles, la mise à jour annuelle conformément au Protocole additionnel de l’AIEA, ainsi que les autres renseignements requis.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Aucun équipement important de l’AIEA n’a été installé en 2016. Cependant, le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont appuyé l’entretien, la réparation et la mise à niveau de l’équipement de l’AIEA, notamment le système de surveillance intégrée du combustible VXI et le système de surveillance optique à multicaméras numériques, le cas échéant.

2.1.14 Emballage et transport

Ce DSR comprend les programmes liés à l’emballage et au transport sûr des substances nucléaires à destination et en provenance des installations autorisées. La cote de rendement moyenne de l’industrie pour ce DSR était «Satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Emballage et transport aux centrales nucléaires répondait aux exigences réglementaires pertinentes.

Cotes de rendement pour l’emballage et le transport
Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie
SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants :

Conception et entretien des colis
Emballage et transport
Enregistrement aux fins d’utilisation

Conception et entretien des colis

Le personnel de la CCSN a déterminé que les substances nucléaires en provenance des centrales nucléaires ont été transportées dans des colis conformes aux exigences réglementaires. Dans certains cas, la conception de ces colis a été vérifiée par la CCSN. Les centrales nucléaires expédient généralement des substances contaminées par une matière radioactive (sous forme liquide ou solide), des échantillons de substances nucléaires et de l’eau lourde tritiée. De nombreux titulaires de permis ont un parc de véhicules servant au transport des substances nucléaires.

Emballage et transport

La CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont en place un programme pour assurer la conformité aux exigences du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) [30] et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [31] pour toutes les expéditions de substances nucléaires quittant leurs sites.

La CCSN exige que tous les titulaires de permis offrent une formation adéquate au personnel appelé à intervenir dans la manutention, la demande de transport et le transport de marchandises dangereuses. Ils doivent aussi délivrer à ces travailleurs un certificat de formation conformément au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Plusieurs titulaires de permis tiennent à jour une liste de transporteurs tiers pour l’expédition des substances nucléaires.

Enregistrement aux fins d’utilisation

La CCSN exige que tous les titulaires de permis qui utilisent des colis homologués en enregistrent l’usage conformément aux exigences du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015).

2.2 Développements en matière de réglementation

2.2.1 Délivrance de permis et introduction de nouvelles exigences

Le permis d’exploitation du réacteur de puissance nucléaire (PERP) de Point Lepreau devait expirer le 30 juin 2017. L’audience publique en deux parties sur le renouvellement du permis de Point Lepreau s’est déroulée en janvier et en mai 2017.

En juin 2017, la Commission a renouvelé le PERP pour la période allant du 1^er juillet 2017 au 30 juin 2022.

Dans le cadre du processus de renouvellement du permis de Point Lepreau, plusieurs documents d’application de la réglementation mis à jour de la CCSN ainsi que des normes de la CSA mises à jour ont été intégrés dans le MCP, comme l’indiquent respectivement les tableaux 8 et 9. Les documents soutiennent la pratique de l’amélioration continue de l’exploitation et de la réglementation.

Le personnel de la CCSN continuera de vérifier le plan de mise en œuvre des documents d’application de la réglementation et des normes de la CSA, décrits dans le document à l’intention des commentaires sur le renouvellement du permis d’Énergie NB. Le personnel de la CCSN fera rapport à la Commission sur toute question découlant de cette mise en œuvre. Les exigences demeurent valides jusqu’à ce qu’Énergie NB applique pleinement les exigences énoncées dans le plan de mise en œuvre.

Tableau 8: Exigences mises à jour relatives aux documents d’application de la réglementation de la CCSN pour le renouvellement du permis de Point Lepreau en2017
Identificateur et titre du document d’application de la réglementation de la CCSN	Date de mise en œuvre
REGDOC-2.2.2, La formation du personnel	Terminé
REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté	Terminé
RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires	Terminé
REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté	Terminé
REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté: Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires	Terminé
REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement	31 juillet 2017
RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires	Terminé
REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement: Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement	Terminé
REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire	Terminé
REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites	Terminé
RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques	Terminé

Tableau 9: Exigences mises à jour relatives aux normes de la CSA pour le renouvellement du permis de Point Lepreau en 2017
Identificateur et titre de la norme de la CSA	Date de mise en œuvre
N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	29 décembre 2017
N290.11‑F13, Exigences relatives à la capacité d'évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires	Terminé
N291‑F08, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU (mise à jour n^o1 en 2011 et mise à jour n^o2 en 2014)	Terminé
N293‑F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires	Terminé
N292.3‑F08, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité	Terminé
N285.0‑F12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/ Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU (mise à jour n^o1 en 2013 et mise à jour n^o2 en 2014)	Terminé
N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs	31 décembre 2019
N290.12‑F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires	Terminé
N288.4‑F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	30 novembre 2017

À la suite de l’audience sur le renouvellement du permis de Bruce Power qui s’est tenue en 2015, des documents d’application de la réglementation mis à jour de la CCSN ainsi que des normes mises à jour de la CSA, tel qu’indiqué dans les tableaux 10 et 11, respectivement, ont été inclus dans le MCP. Les documents soutiennent la pratique de l’amélioration continue de l’exploitation et de la réglementation.

Le personnel de la CCSN continuera de vérifier le plan de mise en œuvre décrit dans le CMD de la CCSN sur le renouvellement du permis de Bruce Power et présentera à la Commission un rapport sur toute question découlant de cette mise en œuvre. Les exigences en vigueur demeureront valides jusqu’à ce que Bruce Power applique pleinement les exigences énoncées dans le plan de mise en œuvre.

Tableau 10: Exigences mises à jour relatives aux documents d’application de la réglementation de la CCSN pour le renouvellement du permis de Bruce Power en2015
Identificateur et titre du document d’application de la réglementation de la CCSN	Date de mise en œuvre
REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents : Programmes de gestion des accidents graves touchant les réacteurs nucléaires	Terminé
REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires	Terminé
RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires	Terminé
REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté	Terminé
REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté	31 décembre 2017
REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté: Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires	30 juin 2019
RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires	30 novembre 2017
RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires	Terminé
REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement	15 juillet 2017
REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement: Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement	31 décembre 2018
REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires	31 août 2018
REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire	Terminé
REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites	Terminé
RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée	Terminé
RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée	Terminé
RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire	Terminé

Tableau 11: Exigences mises à jour relatives aux normes de la CSA pour le renouvellement du permis de Bruce Power en 2015
Identificateur et titre de la norme de la CSA	Date de mise en œuvre
N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	31 décembre 2018
N290.15‑F10, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires	Terminé
N285.4‑F09, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	31 décembre 2017
N285.0‑F12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU	Terminé
N290.13‑F10, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU	Terminé
N285.4‑F11, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	31 décembre 2018
N288.1‑F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires	1^erjanvier 2020
N288.4‑F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	31 décembre 2018
N288.5‑F11, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	31 décembre 2018
N288.6‑F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	31 décembre 2018
N293‑F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires	Terminé

À la suite de l’audience sur le renouvellement du permis de Darlington qui s’est tenue en 2015, des documents d’application de la réglementation mis à jour de la CCSN ainsi que des normes mises à jour de la CSA, tel qu’indiqué dans les tableaux 12 et 13, respectivement, ont été inclus dans le MCP. Les documents soutiennent la pratique de l’amélioration continue de l’exploitation et de la réglementation. Les exigences en vigueur demeurent valides jusqu’à ce qu’OPG applique pleinement les exigences énoncées dans le plan de mise en œuvre.

Le personnel de la CCSN continuera de vérifier le plan de mise en œuvre décrit dans le CMD de la CCSN sur le renouvellement du permis de Darlington et présentera à la Commission un rapport sur toute question découlant de cette mise en œuvre.

Tableau 12: Exigences mises à jour relatives aux documents d’application de la réglementation de la CCSN pour le renouvellement du permis de Darlington en 2016
Identificateur et titre du document d’application de la réglementation de la CCSN	Date de mise en œuvre
REGDOC-2.2.2, La formation du personnel	Terminé
REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents	Terminé
REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté	Terminé
RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires	Terminé
REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement	15 juillet 2017
REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement: Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement	Terminé
REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires	29 septembre 2017
REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire	Terminé
REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites	Terminé

Tableau 13: Exigences mises à jour relatives aux normes de la CSA pour le renouvellement de permis de Darlington
Identificateur et titre de la norme de la CSA	Date de mise en œuvre
N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	Terminé
N290.0‑F11, Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires	Terminé
N291‑F08, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU	Terminé
N289.1‑F08, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU	Terminé
N285.0‑F12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU (annexe N uniquement)	Terminé
N285.4‑F14, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	1^erjuillet 2019
N288.4‑F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	Terminé
N288.5‑F11, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	Terminé
N288.6‑F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	Terminé
N292.3‑F08, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité	Terminé
N293‑F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires	Terminé

Bien que le permis de la centrale de Pickering ait été renouvelé la dernière fois en 2013, la CCSN exige des titulaires de permis qu’ils améliorent continuellement leurs pratiques, ce qui nécessite parfois la mise en œuvre de normes de la CSA et de documents d’application de la réglementation de la CCSN mis à jour. Les tableaux 14 et 15 indiquent les exigences qui ont été mises en œuvre en 2016, ou qui sont planifiées pour la prochaine mise en œuvre.

Tableau 14: Exigences mises à jour relatives aux documents d’application de la réglementation de la CCSN s’appliquant à Pickering en 2016
Identificateur et titre du document d’application de la réglementation de la CCSN	Date de mise en œuvre
REGDOC-2.2.2, La formation du personnel	Terminé
REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire	Terminé
REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites	Terminé

Tableau 15: Exigences mises à jour relatives aux normes de la CSA s’appliquant à Pickering en 2016
Identificateur et titre de la norme de la CSA	Date de mise en œuvre
N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	Terminé
N288.5‑F11, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium	Terminé
N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs	30 novembre 2019

2.2.2 Mises à jour sur les questions d’importance en matière de réglementation

Programme indépendant de surveillance environnementale

En vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, la CCSN exige que chaque titulaire de permis d’une installation nucléaire élabore, mette en œuvre et tienne à jour un programme de surveillance environnementale dans le but de protéger le public et l’environnement contre les émissions provenant des activités nucléaires de leurs installations. Les résultats de ces programmes de surveillance sont soumis à la CCSN pour assurer la conformité aux lignes directrices et aux limites applicables établies dans les règlements qui gouvernent l’industrie nucléaire du Canada

La CCSN a mis en œuvre son Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) pour vérifier que le public et l’environnement se trouvant à proximité des installations nucléaires autorisées sont protégés. Il s’agit d’un outil réglementaire qui s’ajoute au programme de vérification continue de la conformité de la CCSN. Le PISE consiste notamment à prélever des échantillons dans les aires publiques autour des installations ainsi qu’à mesurer et à analyser les substances radiologiques (nucléaires) et non radiologiques (dangereuses) qu’ils renferment.

Le personnel de la CCSN a mené des activités dans le cadre du PISE aux centrales nucléaires de Point Lepreau et de Bruce Power en 2016. Les résultats de ces activités sont affichés sur le site Web de la CCSN. D’après les résultats du PISE, le public et l’environnement à proximité de ces deux centrales nucléaires sont protégés contre les répercussions de leur exploitation. Les zones entourant les centrales de Darlington et de Pickering n’ont pas été échantillonnées dans le cadre du PISE en2016. Toutefois, les résultats des précédentes campagnes d’échantillonnage du PISE sont disponibles sur le site Web de la CCSN pour toutes les centrales nucléaires, y compris Darlington et Pickering.

Mise à jour sur les bilans périodiques de la sûreté

Un bilan périodique de la sûreté (BPS) est un instrument réglementaire prospectif qui vise à maintenir, voire à renforcer l’exploitation sûre des centrales nucléaires. Elle favorise une évaluation exhaustive de la sûreté des centrales nucléaires donnant l’assurance du maintien de la sûreté et confirmant la viabilité de son fondement d’autorisation.

Un BPS repose sur un processus systématique et détaillé selon lequel les normes modernes, les pratiques exemplaires internationales, les résultats de la recherche et les développements technologiques sont pris en compte dans la délivrance de permis aux centrales nucléaires. Son objectif consiste à déterminer les améliorations pratiques à apporter aux processus de conception, d’analyse ou d’exploitation et à rehausser par le fait même la sûreté des centrales nucléaires en exploitation.

En facilitant les améliorations continues au titre de la sûreté et en mettant l’accent sur les questions importantes en matière de risque, le BPS améliore l’efficacité de la surveillance réglementaire. En plus d’alléger le fardeau administratif non associé à la sûreté, cette démarche précise les exigences réglementaires et les attentes pour une période d’exploitation continue. Jumelé à la production du rapport annuel sur le rendement en matière de sûreté, il donne au public l’assurance nécessaire concernant le maintien de la sûreté des centrales nucléaires, de la transparence en matière de réglementation et de l’obligation redditionnelle des titulaires de permis.

La mise en œuvre du BPS ne constitue pas un changement révolutionnaire dans le cadre de réglementation canadien, car celui-ci est basé sur des éléments existants des processus d’autorisation et de vérification de la conformité. Plus précisément, l’expérience acquise avec le processus d’examen intégré de la sûreté pour la prolongation de la durée de vie des centrales nucléaires aide la CCSN et le secteur nucléaire canadien à se familiariser avec le processus des BPS.

En outre, l’intégration des BPS dans le cadre de réglementation canadien donne suite à une recommandation découlant de la mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’AIEA au Canada ainsi qu’aux leçons tirées de l’accident de Fukushima en 2011.

Les exigences de la CCSN relatives au BPS figurent dans le REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté [37]. On trouvera plus d’information sur les BPS dans les sections du rapport consacrées aux développements en matière de réglementation pour chaque centrale.

2.2.3 Mises à jour sur les projets et initiatives d’importance

Projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible

En 2016, Bruce Power et OPG ont continué de participer au projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible, lequel a déjà été décrit dans des rapports de surveillance réglementaire précédents. Les activités de recherche soutiennent l’exploitation à long terme, tout en abordant des mesures de suivi concernant les tubes de force et les espaceurs des canaux de combustible. Les résultats du projet orientent les plans de gestion de la durée du cycle de vie des titulaires de permis (tels que décrits à la section 2.1.6) afin de s’assurer qu’ils répondent aux exigences de la CCSN. Les activités du projet consistent à évaluer les propriétés des matériaux et la dégradation potentielle de ces composants, un accent particulier étant mis sur la résistance aux fractures des matériaux des tubes de force et sur les propriétés des espaceurs bien ajustés en Inconel X-750.

Les tubes de force accumulent de l’hydrogène pendant le fonctionnement du réacteur, ce qui, combiné aux effets de l’irradiation, réduit la résistance aux fractures des tubes à mesure qu’ils vieillissent. Dans le cadre de ce programme, les titulaires de permis réalisent des activités de recherche expérimentale et sur ordinateur afin d’évaluer la résistance aux fractures des tubes de force dans les conditions actuelles et futures d’exploitation.

Les activités du projet portant sur les espaceurs bien ajustés en InconelX‑750 visent à démontrer leur intégrité structurale pour les réacteurs de Darlington et ceux de Bruce-A et de Bruce-B qui seront exploités pendant plus de 210000heures équivalentes pleine puissance. Des essais de capacité de charge ont été réalisés sur des espaceurs retirés du service. Les examens microstructuraux réalisés sur ces espaceurs et sur des espaceurs irradiés dans des réacteurs d’essai confirment la compréhension actuelle de l’industrie concernant leurs mécanismes de dégradation.

En 2016, les titulaires de permis ont respecté l’exigence de présenter une mise à jour annuelle sur les résultats de la recherche. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour concernant le projet de recherche sur la gestion de la durée de vie des canaux de combustible, mais il estime que la recherche doit produire d’autres résultats pour confirmer le rendement des tubes de force pour les conditions de vie ultérieures dans l’optique d’une exploitation prolongée des réacteurs à Darlington, Pickering, Bruce-A et Bruce-B.

Interopérabilité radio dans la région de Durham

La Municipalité régionale de Durham fournit les services de police et de lutte contre les incendies aux équipes de sécurité et d’intervention en cas d’incendie d’OPG. La CCSN s’attend à ce que les systèmes radio des deux entités soient interopérables pour permettre au personnel d’intervention sur le site et hors site de travailler ensemble avec efficacité.

Les autorités régionales de Durham ont soulevé des préoccupations concernant l’interopérabilité des deux systèmes radio. Les autorités régionales, OPG et le personnel de la CCSN en ont discuté au cours de plusieurs réunions en 2016.

En conséquence, OPG s’est engagée à réexaminer son approche au plus tard le 1^erseptembre 2016. Depuis, elle a doté son équipe d’intervention d’urgence et son personnel de sécurité et d’incendie du même système radio P25NextGen que celui qui est utilisé par la région de Durham.

Comme les exigences réglementaires dans le domaine sont fondées sur le rendement, les titulaires de permis et leurs partenaires hors site ont la latitude de prendre des arrangements appropriés tirant parti des progrès technologiques. Le personnel de la CCSN est d’accord avec la décision d’OPG et le calendrier de mise en œuvre qu’elle a établi pour le système P25.

On procède actuellement à l’élaboration de protocoles d’interopérabilité, en consultation avec les organismes d’intervention hors site, afin d’assurer l’interopérabilité des communications entre les intervenants pendant toute la durée d’une intervention d’urgence à l’un ou l’autre site nucléaire.

Le système de radio P25 d’OPG devrait être mis en service d’ici la fin de 2017.

Mise à jour sur l’état des études probabilistes de sûreté à toutes les installations nucléaires autorisées par la CCSN

Une étude probabiliste de sûreté (EPS) consiste en une analyse complète et intégrée de la sûreté d’une installation. Elle tient compte de la probabilité, de la progression et des conséquences de la défaillance des équipements ou des conditions transitoires pour fournir des données numériques qui donnent une mesure cohérente de la sûreté de la centrale nucléaire ou du réacteur :

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

La CCSN exige des mises à jour régulières de l’EPS pour chaque centrale nucléaire. En 2016, le personnel de la CCSN a reçu plusieurs EPS mises à jour présentées par les titulaires de permis. Elle a aussi continué d’examiner plusieurs autres EPS reçues avant 2016. Tous les titulaires de permis sont actuellement en conformité avec les exigences de la norme S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [32] Bruce Power et OPG et sont en voie de se conformer aux exigences supplémentaires incluses dans le REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15]. Énergie NB est conforme au document REGDOC-2.4.2. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Le tableau 16 indique l’année au cours de laquelle chaque centrale nucléaire a présenté sa dernière EPS, l’état d’avancement de l’examen de chaque EPS, ainsi que l’année au cours de laquelle devraient être présentées les prochaines EPS en conformité avec la norme S-294 et le document REGDOC-2.4.2.

Tableau 16: EPS et état d’avancement de leur examen
Présentation des EPS	Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering 1 et 4	Pickering 5 à 8	Point Lepreau
Dernière EPS reçue	2013-2014	2013-2014	2015	2012-2014	2012-2013	2011-2016
État d’avancement de l’examen	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Présentation prévue de la prochaine EPS	2018	2018	2020	2018	2017	2021
Présentation prévue d’une EPS conforme au REGDOC-2.4.2	2019	2019	2020	2020	2020	2016

Le tableau 17 ci-dessous indique l’état d’avancement de chaque EPS soumise, par centrale.

Tableau 17: État d’avancement de l’examen de chaque EPS
EPS	Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering 1 et 4	Pickering 5 à 8	Point Lepreau
Niveau 1 – événements internes en état d’exploitation normale	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveau 2 – événements internes en état d’exploitation normale	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveau 1 – événements internes en état d’arrêt	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Soumis à l’examen de la CCSN
Niveau 2 – événements internes en état d’arrêt	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Soumis à l’examen de la CCSN
Niveaux 1 et 2 – inondations internes	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveaux 1 et 2 – incendies internes	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveaux 1 et 2 – vents violents	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveaux 1 et 2 – inondations externes	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Niveaux 1 et 2 – séismes	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé
Évaluation des dangers internes ou externes	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé

Mise à jour sur les systèmes de transfert des données des centrales nucléaires à la CCSN en cas d’urgence

À la suite de la tribune des chefs de l’exploitation nucléaire et de la CCSN tenue le 27février 2015, la direction de la CCSN et les chefs de l’exploitation nucléaire ont mis sur pied un groupe de travail composé de représentants des titulaires de permis et du personnel de la CCSN. Ce groupe est chargé de mettre en place un moyen plus efficace et rapide d’échanger de l’information sur les centrales avec le Centre des mesures d’urgence (CMU) de la CCSN lors d’urgences nucléaires.

Le personnel de la CCSN s’attend à ce que chaque titulaire de permis mette en œuvre un système d’échange des données avec affichage automatique en temps quasi réel (toutes les 15 minutes au minimum) d’une série de paramètres prédéterminés ainsi que, soit un accès Web aux fins de consultation et d’établissement de tendances, soit la capacité de télécharger de l’information. Le personnel de la CCSN a examiné et accepté le plan de mise en œuvre proposé par OPG et Énergie NB. Les dates de parachèvement visées par les titulaires de permis (notamment pour la coordination et la formation s’adressant aux titulaires de permis et au personnel de la CCSN) sont septembre2017 et avril2018, respectivement.

OPG crée actuellement de nouvelles pages intranet pour afficher en temps quasi réel l’information d’urgence tirée des dossiers informatisés de ses centrales nucléaires. Si une situation d’urgence est déclarée à une centrale nucléaire, le personnel de la CCSN pourra accéder à distance à l’intranet d’OPG.

OPG ajoute actuellement des lignes directrices pour la gestion des accidents graves pour les tranches1 et 4 et 5 à 8 de Pickering et la centrale de Darlington à son système de gestion de l’information en cas de crise (c.-à-d., le système WebEOC). Un compte rendu sur les progrès à ce jour a été présenté à la CCSN le 29mars 2017, pour ce qui est de la mise en œuvre du projet de système de transfert des données sur les centrales d’OPG. Une autre mise à jour sera présentée d’ici le 30novembre 2017.

Le plan d’Énergie NB est similaire à celui d’OPG.

L’approche actuelle de Bruce Power consiste à transmettre manuellement les données au CMU de la CCSN au cours des urgences nucléaires. Cependant, compte tenu des leçons tirées de l’exercice Huron Resolve (voir la section 3.1.2.2), Bruce Power s’est engagée à commencer la mise en œuvre de son système de transfert de données sur le réseau local en cas de désastre (DLAN) pour la gestion des incidents en 2017.

Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour concernant les systèmes de transfert de données des centrales.

Traitement par le secteur nucléaire des commentaires et des questions d’un intervenant

Au cours de l’audience publique d’avril 2015 sur le renouvellement du permis de Bruce Power, un intervenant a soulevé plusieurs questions techniques concernant la conception des réacteurs CANDU. D’après lui, les titulaires de permis et la CCSN devraient se pencher sur ces questions. En réponse au président de la Commission, la haute direction de Bruce Power s’est engagée à rencontrer l’intervenant et à discuter avec lui des aspects soulevés et à s’entendre sur une démarche pour traiter toutes ces questions. La Commission a demandé au personnel de tenir les commissaires informés des progrès réalisés pour résoudre ces problèmes.

L’intervenant avait soulevé les mêmes questions et d’autres de nature similaire depuis2001. Il les avait également soulevées dans le mémoire qu’il a présenté à l’audience publique sur le renouvellement du permis de la centrale nucléaire de Darlington en novembre 2015. Compte tenu de la nature générique des questions, les titulaires de permis ont demandé au Groupe des propriétaires de CANDU (COG) de créer un projet conjoint pour répondre aux questions de l’intervenant.

Les membres de l’équipe de projet conjointe du COG ont rencontré l’intervenant. Ils ont convenu ensemble de hiérarchiser les questions soulevées. L’équipe a procédé en deux étapes. Au cours de la première étape, elle a concentré ses efforts sur quatre préoccupations majeures pour l’intervenant. Un examen par un tiers, organisé par le secteur nucléaire, a été réalisé dans le cadre du rapport de la première étape. En octobre 2016, au cours de la deuxième étape, l’équipe a réglé toutes les questions en suspens. À l’issue du projet, le COG a publié son rapport final sur les questions touchant les réacteurs CANDU après l’accident de Fukushima. L’intervenant est le principal destinataire des livrables issus du projet du COG et il a convenu de transmettre au COG ses commentaires par écrit.

Le personnel de la CCSN a soumis à un examen technique le rapport de la première étape et le rapport final pour déterminer s’ils répondaient à toutes les questions soulevées par l’intervenant.

En outre, le personnel de la CCSN a retenu les services de spécialistes externes pour examiner les aspects techniques de l’évaluation réalisée par la CCSN et l’approche réglementaire adoptée par la CCSN. Les examens menés par les tiers visaient à déterminer si le personnel de la CCSN et le secteur nucléaire avaient fait preuve de diligence raisonnable en traitant les questions soulevées par l’intervenant et s’il existait un problème de sûreté imminent que la CCSN devait régler. Ils avaient aussi pour objet d’évaluer les processus utilisés par la CCSN pour donner suite aux interventions du public. Les examinateurs ont conclu que le personnel de la CCSN a fait preuve de diligence raisonnable dans son examen, son évaluation et son traitement des questions soulevées et que l’engagement pris par la CCSN auprès du secteur nucléaire canadien en vue de répondre à ces questions était approprié et conforme aux pratiques réglementaires internationales.

À la lumière des examens menés par les tiers et de ses propres évaluations techniques, le personnel de la CCSN a conclu que les affirmations et les questions soulevées par l’intervenant avaient une importance limitée, voire aucune importance en matière de sûreté pour l’exploitation des réacteurs CANDU. En outre, il estime que la démarche entreprise par le COG, à la demande du secteur nucléaire, est terminée et que toutes les questions soulevées par l’intervenant ont été traitées comme il se doit.

En mars 2017, le personnel de la CCSN a recommandé à la Commission de clore le dossier des questions soulevées par l’intervenant. Cette recommandation reposait sur les renseignements détaillés figurant dans le CMD 17-M14. En outre, le personnel de la CCSN a demandé à la Commission d’accepter que le personnel n’examine pas plus en détail les questions soulevées par l’intervenant tant qu’elles ne seront pas étayées par des renseignements dignes de foi.

La Commission a conclu que l’approche utilisée par l’industrie et le personnel de la CCSN pour régler ces questions était méthodique et rigoureuse. La Commission était satisfaite de savoir qu’il n’y avait plus de questions en suspens.

La Commission a demandé au personnel de la CCSN de tenir compte des recommandations précises formulées par les examinateurs tiers et d’élaborer (puis de présenter à la Commission) une procédure transparente pour traiter les questions techniques de longue date, y compris celles soulevées par les parties intéressées. Les détails de cette demande figurent dans le Procès-verbal de la réunion de la Commission canadienne de sûreté nucléaire tenue le 8mars 2017 [48].

Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a indiqué que l’Ontario s’est dotée d’un plan exhaustif pour faire face aux urgences nucléaires dans la province. Le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN), qui est régulièrement révisé et mis à l’essai, prévoit les mesures à prendre à l’égard des incidents qui pourraient survenir en Ontario ou à l’extérieur de la province, par exemple à la centrale nucléaire Fermi 2, au Michigan.

L’Ontario met actuellement à jour son plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire pour s’assurer qu’il tient compte des pratiques exemplaires actuelles. Les modifications proposées sont fondées sur les nouvelles pratiques recommandées à l’international, les normes de l’Association canadienne de normalisation et les leçons tirées des exercices d’urgence nucléaire menés dans la province et des situations d’urgence survenues à l’étranger.

Des employés du Bureau du commissaire des incendies et de Gestion des situations d’urgence Ontario ont collaboré avec les parties intéressées à l’examen des fondements de la planification du PPIUN. En mai 2017, un document de travail sur les fondements de planification était sur le point d’être publié aux fins de consultation publique, afin que toutes les parties intéressées aient l’occasion de présenter leurs points de vue. Les commentaires reçus du public seront évalués par un comité indépendant, aux fins d’approbation par la province. Le Bureau du commissaire des incendies et de Gestion des situations d’urgence Ontario est censé terminer le PPIUN d’ici décembre 2017.

2.2.4 Communications

Rapports et exposés en ce qui a trait à la réglementation des centrales nucléaires

En 2016, la Commission a été tenue informée des activités et des événements qui se sont déroulés dans les centrales nucléaires au moyen de sept rapports d’étape sur les centrales nucléaires présentés par le personnel de la CCSN dans le cadre de réunions publiques. Ces rapports résument l’état des réacteurs de puissance dans des domaines comme les activités, la délivrance de permis, les domaines d’intérêt réglementaire et les événements importants.

Rapports initiaux d’événement

Tout au long de l’année, les titulaires de permis sont tenus d’informer la CCSN au sujet des événements ayant un intérêt pour le public et les médias ou qui présentent des risques pour la santé et la sécurité des personnes ou pour l’environnement. Le personnel de la CCSN se sert des rapports initiaux d’événement pour s’assurer que la Commission est au courant de tout événement qui pourrait nécessiter une décision de sa part. Deux rapports initiaux d’événement ont été présentés à la Commission entre janvier 2016 et avril 2017. Des détails sur ces documents sont présentés à la section 3.

Programmes d’information et de divulgation pour le public et les peuples autochtones

Conformément à leurs permis d’exploitation d’un réacteur de puissance, tous les titulaires de permis au Canada doivent mettre en œuvre des programmes d’information et de divulgation pour le public et les peuples autochtones. Ces programmes sont appuyés par des protocoles de divulgation qui décrivent le type de renseignements concernant les installations et les activités qui seront partagés (p. ex. les incidents, les changements importants dans les opérations et les rapports périodiques sur le rendement environnemental) ainsi que la façon dont les renseignements seront partagés. Ces protocoles garantissent que les renseignements sur la sûreté, la santé, la sécurité et l’environnement ainsi que sur les autres questions associées au cycle de vie des installations nucléaires sont communiqués efficacement et dans des délais raisonnables.

Depuis la mise en œuvre du document RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques [2] en 2012, les titulaires de permis de centrales nucléaires s’y sont pleinement conformés. Ils ont eu recours à de nombreuses activités pour fournir des renseignements sur l’état de leurs installations. En examinant les activités de communication qui ont eu lieu au cours de cette période, le personnel de la CCSN a observé des pratiques exemplaires utilisées par toutes les centrales nucléaires, notamment des bulletins communautaires, des réunions périodiques avec les parties intéressées et la population, des produits d’information sur la préparation aux situations d’urgence et les programmes de distribution de comprimés d’iodure de potassium (KI), des sondages d’opinion publique, une présence dans les médias sociaux et des visites des installations. En 2016, chaque centrale nucléaire a mené ses propres activités de communication portant sur des initiatives particulières. Par exemple :

Bruce Power a mobilisé et informé de manière proactive les membres de la collectivité sur l’exercice d’intervention d’urgence de grande envergure Huron Resolve qu’il a mené en octobre 2016 afin de sensibiliser la population à la préparation aux situations d’urgence.
OPG a produit du nouveau matériel de communication sur le projet de réfection de la centrale nucléaire de Darlington afin de renseigner les résidents et les parties intéressées sur la progression du projet, et d’obtenir leur adhésion.
OPG a accru le nombre des séances d’information communautaires de la centrale nucléaire de Pickering qu’elle tient chaque année pour offrir à la population davantage de possibilités de se renseigner sur les activités actuelles et proposées sur le site.
Énergie NB a affiché sur son site Web un sommaire des études probabilistes de sûreté et de l’évaluation des risques sismiques de la centrale nucléaire de Point Lepreau. Elle a aussi rencontré des membres de la collectivité, des groupes autochtones et d’autres parties intéressées pour répondre à leurs questions et leur fournir de l’information concernant la sûreté du site en ce qui a trait aux séismes, aux tsunamis, aux vents violents et aux autres dangers.

Sensibilisation du public et des peuples autochtones effectuée par le personnel de la CCSN

À l’appui du mandat de la CCSN consistant à renseigner objectivement le public sur les plans scientifique, technique et réglementaire, le personnel de la CCSN se rend régulièrement dans des collectivités canadiennes afin d’aider le public et les peuples autochtones à comprendre le rôle de la CCSN en matière de réglementation du secteur de l’énergie nucléaire. L’un des objectifs de la sensibilisation est d’entretenir un dialogue avec les collectivités voisines d’une installation nucléaire et les collectivités où se trouve une centrale nucléaire.

En 2016, le personnel de la CCSN a participé à plus de 20événements, dont des activités portes ouvertes, des séances d’information et des rencontres communautaires, afin de discuter d’une vaste gamme de sujets (notamment le rendement en matière de sûreté de l’installation nucléaire), de démystifier la science nucléaire et de répondre à des questions sur la surveillance réglementaire exercée par la CCSN. Voici quelques-uns de ces événements :

séance d’information communautaire à Clinton, en Ontario, à proximité des centrales de Bruce-A et Bruce-B
rencontre avec le Durham Nuclear Health Committee
séance d’information communautaire à Pickering
réunion avec le service de liaison communautaire de la centrale nucléaire de Point Lepreau

Des séances de sensibilisation, décrites sur la prochaine page, ont également eu lieu avec les collectivités autochtones.

Activités de consultation des Autochtones

Dans le cadre de l’engagement continu de la CCSN à bâtir de solides relations avec les communautés des Premières Nations et des Métis intéressées par les centrales nucléaires du Canada, des copies du Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada sont transmises à tous les groupes autochtones qui demandent à en être tenus informés. Ces groupes ont aussi été informés de l’existence du Programme de financement des participants de la CCSN, par l’intermédiaire duquel on peut obtenir une aide financière afin de participer à l’examen du rapport de 2016.

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power, OPG et Énergie NB ont chacune des programmes de mobilisation des Autochtones. Tout au long de 2016, elles ont rencontré des communautés autochtones intéressées et les ont renseignées sur leurs activités, les examens réglementaires et les plans concernant les installations. Les discussions ont porté sur les sujets suivants:

les activités actuelles de Bruce Power, l’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches et les futurs plans de réfection
les activités actuelles d’OPG aux centrales nucléaires de Darlington et de Pickering, la progression des activités de réfection à Darlington, l’examen en cours de la demande de permis pour les installations de gestion des déchets de Pickering et Western ainsi que le projet de dépôt en formations géologiques profondes pour les déchets de faible et de moyenne activité
les activités actuelles d’Énergie NB et l’examen de la demande de permis en vue de poursuivre l’exploitation de la centrale nucléaire

Le personnel de la CCSN a également continué d’entretenir des communications régulières avec les Premières Nations et la Métis Nation of Ontario (MNO) pour discuter de leurs intérêts respectifs à l’égard des installations sur leurs territoires ancestraux. Le personnel de la CCSN a aussi rencontré plusieurs communautés autochtones pour leur présenter de l’information concernant son Programme indépendant de surveillance environnementale et discuter de possibilités de participation à ce programme dans l’avenir. Il a également tenu un kiosque d’information à l’assemblée générale annuelle de la MNO, qui a eu lieu en août 2016 à North Bay, en Ontario.

Pour ce qui est des futures consultations, le personnel de la CCSN et les titulaires de permis, se sont engagés, dans le cadre des périodes d’autorisation respectives, à tenir des activités de mobilisation régulières auprès des groupes autochtones qui ont manifesté un intérêt pour les centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN présentera un rapport annuel à la Commission au sujet des activités réalisées dans le cadre du Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada.

2.2.5 Projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington

Le 17 août 2012, une formation de la Commission a annoncé sa décision de délivrer un permis de préparation de l’emplacement pour un réacteur de puissance (PPERP) à OPG pour son projet de nouvelle centrale nucléaire sur le site du complexe nucléaire de Darlington pour une période de dix ans (du 17 août 2012 au 17 août 2022).

Comme l’exige la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale, une évaluation environnementale (EE) du projet devait être réalisée avant qu’une décision d’autorisation puisse être prise concernant le PPERP. La Commission d’examen conjoint (CEC) a réalisé l’EE en 2011^{Notes de bas de page 6} . Cette EE et le permis ont été contestés en vertu d’une demande de contrôle judiciaire devant la Cour fédérale du Canada.

En mai 2014, la Cour fédérale a autorisé la demande en partie et exigé que cette EE soit retournée à la CEC afin de procéder à un nouvel examen et à une nouvelle détermination des enjeux particuliers énoncés dans sa décision. Le permis a par conséquent été mis de côté.

La décision de la Cour fédérale a été portée en appel et la Cour d’appel fédérale a renversé le jugement de la Cour fédérale le 10 septembre 2015, rejetant ainsi la demande de contrôle judiciaire.

Une demande d’autorisation pour interjeter appel de la décision de la Cour d’appel fédérale a été déposée auprès de la Cour suprême du Canada (CSC) en novembre 2015. En avril 2016, la CSC a refusé la demande d’appel de la décision de la Cour d’appel fédérale.

Comme l’exige le PPERP délivré à OPG, les activités réalisées en 2015 et 2016 ont porté sur les recommandations de la CEC. Plus spécifiquement, les travaux ont porté sur les domaines suivants :

la surveillance de l’hirondelle de rivage et l’établissement de mesures d’atténuation
le soutien des activités de la CCSN pour obtenir la participation des parties intéressées dans l’élaboration de politiques sur l’utilisation des terres autour des centrales nucléaires
une méthode qui aidera à déterminer les emplacements possibles pour les ouvrages de prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario

Surveillance de l’hirondelle de rivage et mesures d’atténuation

La construction et l’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire sur le site de Darlington nécessiteront, dans une certaine mesure, l’enlèvement d’une partie des falaises naturelles le long de la rive nord-est du lac Ontario. Ces falaises naturelles sont connues pour servir d’habitat à l’hirondelle de rivage. La construction d’une nouvelle centrale nucléaire pourrait entraîner la destruction de ces habitats. La CEC a recommandé l’aménagement d’habitats de nidification artificiels pour faire en sorte que la population reste le plus près possible de la falaise originale.

Pour répondre aux recommandations de la CEC, des relevés des nids d’hirondelles de rivage sur le site de Darlington et les environs ont été réalisés depuis 2008, pour mieux comprendre l’évolution de la population d’hirondelles de rivage dans les falaises naturelles sur le site de la centrale et à proximité, au fil du temps. En mars 2016, le personnel de la CCSN a reçu et examiné les résultats du programme d’OPG sur l’hirondelle de rivage mis en œuvre en 2015. Selon ce rapport, on n’a relevé aucun nid d’hirondelle de rivage dans la structure de nidification artificielle dans le remblai/monticule. En 2017, OPG procédera au dénombrement des nids d’hirondelles de rivage le long de la rive, sur le site de Darlington et dans les environs, et décidera alors s’il y a lieu d’apporter des modifications à la structure de nidification artificielle.

Planification de l’utilisation des terres

Compte tenu des leçons tirées de l’accident de Fukushima Daiichi, la CEC est d’avis que la présence de zones résidentielles doit être évitée dans un rayon de trois kilomètres d’un site nucléaire. Il faut donc prendre des mesures appropriées pour évaluer et définir des zones tampons autour des installations nucléaires. Dans cette optique, la CEC a soumis des recommandations à la CCSN, au gouvernement de l’Ontario et à la municipalité de Clarington concernant la planification de l’utilisation des terres.

Ces recommandations concernaient plus précisément ce qui suit :

l’élaboration de politiques sur l’utilisation des terres entourant les centrales nucléaires
l’interdiction de projets d’aménagement à risque dans un rayon de trois kilomètres du périmètre du site, par les autorités provinciales
l’interdiction de projets d’aménagement à risque dans un rayon de trois kilomètres du périmètre du site, par les autorités municipales
la gestion du développement à proximité du site du projet pour garantir une capacité d’évacuation

Des efforts considérables ont été déployés par différents ordres de gouvernement pour donner suite aux recommandations de la CEC. En 2013, dans le cadre de ses activités visant à donner suite aux recommandations de la CEC, la CCSN a tenu un atelier sur l’utilisation des terres à l’intention du personnel d’OPG ainsi que des parties intéressées municipales, régionales et provinciales. La CCSN continue de faire le suivi des recommandations issues de cet atelier.

Principales activités et progrès réalisés à ce jour :

La version révisée de la Déclaration de principes provinciale du gouvernement de l’Ontario est entrée en vigueur le 30 avril 2014. La déclaration révisée comprend une nouvelle politique sur la compatibilité de l’utilisation des terres qui est étoffée par les définitions des termes «Utilisations sensibles du sol» et «Grandes installations», qui comprend les installations de production d’énergie comme les centrales nucléaires.
La région de Durham s’est engagée à mettre à jour son plan officiel afin de l’harmoniser avec la Déclaration de principes provinciale. (La prochaine révision du plan officiel est prévue en 2018.)
Le plan officiel pour la Municipalité de Clarington a été adopté par le conseil municipal le 1^ernovembre 2016. Il prévoit des politiques pour donner suite à la Déclaration de principes provinciale concernant l’utilisation des terres. Le personnel de la CCSN assure la coordination avec OPG pour surveiller la mise en œuvre de cette déclaration et veiller à ce que l’on respecte l’esprit des recommandations de la CEC.

Méthode pour déterminer l’emplacement potentiel des ouvrages d’une prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario

En prévision de la construction de la structure de refroidissement d’une nouvelle centrale nucléaire, OPG évalue les répercussions éventuelles de l’entrée et de la sortie d’eau de refroidissement dans le lac Ontario. En 2016, OPG a préparé une méthode d’échantillonnage pour un programme de collecte de données sur le terrain portant sur différentes espèces de poissons dans le but de faciliter le choix d’un emplacement pour les ouvrages de prise d’eau et de diffusion. En collaboration avec Environnement et Changement climatique Canada et avec Pêches et Océans Canada, la CCSN a examiné ce rapport et présenté ses commentaires à OPG. Cette dernière a prévu réaliser des études en milieux aquatiques en 2018.

La CCSN continuera de surveiller tous les travaux entourant les recommandations de la CEC.

Les travaux prévus par OPG en 2016 et 2017 comprennent:

la présentation de la méthode d’échantillonnage du poisson à l’appui du choix de l’emplacement privilégié pour la prise d’eau et le diffuseur du système de refroidissement de la centrale nucléaire
la poursuite de la surveillance des habitats naturels de l’hirondelle de rivage, et s’il faut modifier la stratégie concernant la structure de nidification artificielle
la poursuite de la surveillance de la mise en œuvre de la Déclaration de principes provinciale aux paliers régional et municipal concernant l’utilisation des terres

3 Rendement en matière de sûreté de chaque centrale nucléaire et développements en matière de réglementation

Cette section indique les cotes de rendement attribuée à chaque centrale nucléaire au Canada en 2016 pour les 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR). Les cotes de rendement reflètent la mesure, selon le jugement du personnel de la CCSN, dans laquelle les programmes des titulaires de permis répondent aux exigences et aux attentes réglementaires et contribuent à préserver la santé et la sécurité des personnes, à protéger l’environnement, à maintenir la sécurité nationale et à respecter les obligations internationales du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire.

Les cotes de rendement en matière de sûreté ont été déterminées en suivant une approche fondée sur le risque qui intègre les observations accumulées lors des activités de surveillance, des inspections de vérification de la conformité (voir l’annexeH) et des examens documentaires réalisés en 2016, ainsi que des progrès réalisés à l’égard des mesures d’application de la loi prises par le personnel de la CCSN. Pour qu’elles soient prises en compte dans cette évaluation, les conclusions devaient avoir été communiquées aux titulaires de permis en cause au plus tard en février 2017.

Des renseignements additionnels au sujet des DSR et la méthode de notation sont présentés dans les annexesB et C, respectivement.

Dans cette section, la sous-section intitulée «Développements en matière de réglementation» pour chaque centrale nucléaire contient des renseignements détaillés sur les divers développements et enjeux de nature réglementaire, y compris les autorisations, les grands projets et la description des rapports initiaux d’événement. La période de référence pour ces sous-sections va du 1^erjanvier 2016 au 30avril 2017.

3.1 Bruce-A et Bruce-B

Bruce-A et Bruce-B Les centrales nucléaires de Bruce-A et de Bruce-B sont situées sur le bord du lac Huron, dans la municipalité de Kincardine, en Ontario. Les installations sont exploitées par Bruce Power en vertu d’une convention de bail avec le propriétaire de celles-ci, Ontario Power Generation (OPG).

La centrale de Bruce-A comprend quatre réacteurs CANDU d’une puissance brute de 831 mégawatts électriques (MWé) aux tranches 1 à 4, lesquelles ont été en exploitation tout au long de l’année 2016. Pour sa part, la centrale de Bruce-B comprend quatre réacteurs CANDU d’une puissance brute de 872 MWé aux tranches 5 à 8, lesquelles ont également été en exploitation tout au long de l’année 2016.

Ce rapport traite des deux centrales nucléaires puisque Bruce Power y applique des programmes communs. Cependant, le rendement des centrales de Bruce-A et de Bruce-B est évalué séparément, étant donné que la mise en œuvre de certains programmes varie d’une centrale nucléaire à l’autre.

3.1.1 Évaluation de la sûreté

L’évaluation de la sûreté aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B pour 2016 a donné lieu aux cotes de rendement indiquées dans le tableau 18. À la lumière de la surveillance de la conformité des DSR exercée par la CCSN, le personnel de la CCSN a conclu que les centrales de Bruce-A et de Bruce-B ont été exploitées de manière sûre. Le personnel de la CCSN a déterminé que la cote de rendement intégrée de la centrale de Bruce-A était «Entièrement satisfaisant» (ES), soit la même qu’en 2015, et pour la centrale de Bruce-B elle était «Satisfaisant» (SA), soit une diminution par rapport à l’année précédente.

Tableau 18: Cotes de rendement des centrales de Bruce-A et de Bruce-B, 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce-A	Bruce-B	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA
Radioprotection	ES	ES	SA
Santé et sécurité classiques	ES	SA	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	ES
Sécurité	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA
Cote intégrée de rendement	ES	SA	SA
* Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada Remarques : Aucune information n’est présentée dans cette sous-section du rapport concernant les domaines particuliers des DSR pour lesquels les activités de vérification de la conformité effectuées par le personnel de la CCSN n’ont révélé aucun fait d’importance. L’information présentée ci-dessous est propre à la centrale nucléaire. Voir la section 2 pour les observations portant sur les tendances générales et l’ensemble des centrales nucléaires.

3.1.1.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement des centrales de Bruce-A et de Bruce-B pour le DSR Système de gestion a répondu aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Système de gestion comprend les domaines particuliers suivants :

Système de gestion
Organisation
Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement (aucune observation importante à signaler)
Expérience en exploitation (aucune observation importante à signaler)
Gestion des changements organisationnels
Culture de sûreté
Gestion de la configuration
Gestion des documents
Gestion des entrepreneurs
Continuité des opérations

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power avait mis en œuvre la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5] et qu’elle répondait à ses exigences.

En 2016, Bruce Power a présenté à la CCSN un plan de transition détaillé pour la mise en œuvre de la norme CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [6]. Le personnel de la CCSN surveille la mise en œuvre de cette norme, qui devrait être terminée d’ici la fin de 2018. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé que la structure organisationnelle ainsi que les rôles et responsabilités de Bruce Power sont adéquatement définis.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a mis en place un programme de gestion du changement qui répond aux exigences de la norme CSA N286‑F05.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power continuait d’appliquer les processus établis pour l’autoévaluation de la culture de sûreté aux intervalles prévus. En 2016, une évaluation de la sécurité et de la culture de sûreté a été réalisée chez Bruce Power. Cette évaluation portait sur le rendement de ses entrepreneurs.

Le personnel de la CCSN est satisfait de l’autoévaluation et de la culture de sûreté de Bruce Power.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a conclu que le système de gestion de la configuration de Bruce Power répondait aux exigences réglementaires en 2016.

Les changements de configuration temporaires ont été réduits à la centrale de Bruce-A au cours des 10 derniers mois et sont demeurés inférieurs à la cible établie à la centrale de Bruce-B. Le personnel de la CCSN a accepté la stratégie de retrait présentée par Bruce Power pour la majorité des 240 changements de configuration temporaires apportés.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power continuait de tenir à jour et de mettre en œuvre un système de gestion des documents conforme aux exigences de la norme CSA N286‑F05. En 2016, l’entreprise a mis en place des procédures obligatoires pour tout le personnel concerné et a fait savoir qu’elle s’attendait à ce que les employés appliquent ces procédures et les respectent.

Gestion des entrepreneurs

Comme il est indiqué dans le Rapport de surveillance réglementaire pour 2015, le personnel de la CCSN a relevé quelques lacunes mineures de nature administrative, ainsi que l’omission de respecter les procédures concernant la gestion des entrepreneurs qui fournissent des biens et des services.

En 2016, le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power a continué d’améliorer la gestion de ses entrepreneurs et a présenté au personnel de la CCSN une documentation mise à jour. Le personnel de la CCSN examine actuellement le document présenté par Bruce Power sur l’inspection du programme de gestion de l’approvisionnement. L’entreprise prévoit mettre en œuvre toutes les mesures correctives dès la fin de 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Continuité des opérations

Au cours des activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power répondait aux exigences réglementaires en matière de continuité des opérations aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Bruce Power a mis en place un plan adéquat de continuité des opérations pour gérer les événements mettant en cause des mesures syndicales.

3.1.1.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion de la performance humaine aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants :

Programme de performance humaine
Formation du personnel
Accréditation du personnel
Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
Organisation du travail et conception de tâches
Aptitude au travail

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a évalué le programme de performance humaine de Bruce Power, et il a constaté que celle-ci répondait aux exigences réglementaires applicables.

En mai 2016, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de vérification de la conformité et a relevé certains cas de non-conformité procédurale de faible importance sur le plan de la sûreté touchant les défis auxquels font face les opérateurs (qui nuisent au rendement de leurs tâches). Bruce Power a remédié à tous les cas de non‑conformité à la satisfaction du personnel de la CCSN en 2016.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power avait mis en place un système de formation solide et bien documenté reposant sur l’approche systématique à la formation. La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation aux centrales de Bruce A et B répondait aux exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a effectué des inspections de vérification de la conformité portant sur les programmes de formation des techniciens d’entretien et des opérateurs de salle de commande accrédités de la tranche 0. Il a constaté que le programme de formation des opérateurs de salle de commande accrédités de la tranche0 était défini et documenté conformément au système de formation de Bruce Power. Il a relevé des cas mineurs de non-conformité aux procédures de faible importance sur le plan de la sûreté, par exemple la mise à jour du matériel de formation et des qualifications pour le programme de formation en entretien mécanique. Bruce Power a présenté un plan de mesures correctives, qu’il prévoit achever complètement d’ici mars 2018. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l’application des mesures correctives par Bruce Power dans ce domaine.

Accréditation du personnel

Conformément aux exigences réglementaires, Bruce Power a un nombre suffisant d’employés accrédités pour occuper tous les postes nécessitant une accréditation aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Le personnel de la CCSN estime que les programmes de Bruce Power donnent l’assurance que le personnel accrédité aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B possède les connaissances et les compétences voulues pour s’acquitter de ses tâches de façon sûre et efficace.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

En 2016, le personnel de la CCSN a documenté les résultats de l’inspection réalisée en2015 concernant l’examen d’accréditation initiale sur simulateur des chefs de quart de salle de commande à la centrale de Bruce-B. Le personnel de la CCSN a également réalisé une inspection de l’examen d’accréditation initiale sur simulateur des chefs de quart de la salle de commande à la centrale de Bruce-A. À la fin de 2016, le personnel de la CCSN avait documenté les résultats portant sur la tenue de l’examen. D’après les résultats documentés en 2016, le personnel de la CCSN a conclu que les examens d’accréditation initiale et le programme des essais de requalification pour le personnel accrédité aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondent à toutes les exigences réglementaires.

Organisation du travail et conception des tâches

Effectif minimal

En 2016, Bruce Power a éliminé les écarts entre la documentation de son effectif minimal et les exigences, qui reposent sur le guide d’application de la réglementation de la CCSN G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorieI– Effectif minimal [33]. Bruce Power a présenté au personnel de la CCSN les fondements techniques de l’effectif minimal et validé les chiffres de l’effectif minimal. Le personnel de la CCSN estime que Bruce Power se conforme aux exigences du programme concernant l’effectif minimal précisées dans le document G-323.

En 2016, les infractions à l’égard de l’effectif minimal à Bruce ont été rares et n’ont pas eu d’incidence sur la sûreté (voir la section 2.1.2).

Aptitude au travail

Bruce Power a dépassé les limites établies pour le nombre d’heures de travail du personnel accrédité aux centrales de Bruce-A et Bruce-B à plusieurs reprises pour maintenir l’effectif minimal par quart. Les dépassements étaient associés à des conditions météorologiques extrêmes et à des absences pour cause de maladie. Bruce Power a présenté à la CCSN un plan de dotation faisant passer son effectif minimal de sept à huit opérateurs nucléaires autorisés par équipe dès la fin de 2017 et prévoyant trois gestionnaires de quart ou chefs de quart de salle de commande par équipe dès 2019. Ces modifications permettront de réduire les dépassements du nombre d’heures de travail. Le personnel de la CCSN juge acceptable le plan de Bruce Power. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait de l’aptitude au travail des travailleurs sur le site de Bruce.

3.1.1.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conduite de l’exploitation aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes ou les dépassait. Par conséquent, chaque centrale nucléaire a reçu la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente.

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants :

Réalisation des activités autorisées
Procédures
Rapports et établissement de tendances
Rendement de la gestion des arrêts
Paramètres d’exploitation sûre
Gestion des accidents graves et rétablissement
Gestion des accidents et rétablissement (aucune observation importante à signaler)

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power a continué d’exploiter les centrales de Bruce-A et de Bruce-B à l’intérieur des limites des politiques et principes d’exploitation de Bruce Power. Toutes les tranches ont été exploitées à l’intérieur des limites de puissance indiquées dans le manuel des conditions de permis.

Il n’y a eu aucun arrêt d’urgence imprévu aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B en 2016, ce qui dépasse les attentes de la CCSN et les cibles de rendement pour l’ensemble des centrales nucléaires. À la centrale de Bruce-A, il y a eu trois reculs rapides de puissance et cinq baisses contrôlées de puissance. À la centrale de Bruce-B, il y a eu trois baisses contrôlées de puissance.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance ont été contrôlés de façon appropriée et les réductions de puissance ont été amorcées adéquatement par les systèmes de contrôle des réacteurs. Le personnel de la CCSN a vérifié si, pour tous les événements, le personnel de Bruce Power avait suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives qui s’imposaient.

Le personnel de la CCSN a jugé que la réalisation des activités autorisées par Bruce Power répondait aux exigences réglementaires et aux attentes ou qu’il les dépassait en 2016.

Procédures

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power s’est dotée de processus bien définis pour l’élaboration, l’examen, la validation, la mise en place et la révision des procédures requises. Le personnel de la CCSN est satisfait de la qualité des procédures de Bruce Power et estime qu’elles sont conformes aux exigences réglementaires.

Rapports et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a constaté que les rapports et les activités d’établissement de tendances de Bruce Power répondaient aux exigences réglementaires et aux attentes ou les dépassaient en 2016.

Rendement de la gestion des arrêts

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a réalisé huit arrêts pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B et un arrêt à des fins d’inspection de l’enceinte de confinement pour la centrale de Bruce-A en 2016. Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a réalisé tous les arrêts avec succès et a respecté les exigences en matière de vérification des garanties d’arrêt du réacteur.

En 2016, il y a eu six arrêts imprévus à la centrale de Bruce-A pour quatre réacteurs. À la centrale de Bruce-B, il y en a eu sept pour quatre réacteurs également. Le personnel de la CCSN a constaté que les arrêts imprévus s’étaient effectués de façon sûre. Ils sont principalement attribuables à des événements découlant d’une défaillance de l’équipement d’entretien. L’exécution des arrêts, la sûreté et la gestion du travail respectaient ou dépassaient les exigences de la CCSN.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de Bruce Power en matière de gestion des arrêts répondait aux exigences réglementaires et aux attentes ou qu’il les dépassait en 2016.

Paramètres d’exploitation sûre

Bruce Power apporte des améliorations continues aux paramètres d’exploitation sûre. En 2016, Bruce Power a examiné le programme des paramètres d’exploitation sûre pour déceler les écarts par rapport à la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [11]. Bruce Power s’attache actuellement à corriger les écarts relevés. Le personnel de la CCSN surveillera les progrès dans le cadre de ses activités normales de vérification de la conformité, et est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de tenir à jour un programme de gestion des accidents graves. Elle a pleinement mis en œuvre son programme de lignes directrices pour la gestion des activités graves.

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power a prouvé l’efficacité du programme grâce à des entraînements et à des exercices fréquents aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B.

En octobre 2016, Bruce Power a mené un exercice d’urgence de grande envergure portant sur les accidents graves, appeléHuron Resolve. Le personnel de la CCSN a observé que Bruce Power était en mesure de gérer efficacement les accidents graves. On trouvera à la section 3.1.2.2 plus de détails sur l’exercice Huron Resolve.

3.1.1.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Analyse de la sûreté aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes, ou les dépassait. Par conséquent, la cote de rendement attribuée à chaque centrale nucléaire est passée de «Satisfaisant» en 2015 à «Entièrement satisfaisant» en 2016.

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants :

Analyse déterministe de la sûreté
Étude probabiliste de sûreté
Analyse de la criticité
Analyse des accidents graves (aucune observation importante à signaler)
Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D) (aucune observation importante à signaler)

Analyse déterministe de la sûreté Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power avait un programme bien géré pour effectuer les analyses déterministes de la sûreté. L’entreprise continue de mettre en œuvre le REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [12]. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

À titre de jalon important dans la mise en œuvre du document REGDOC-2.4.1, Bruce Power a présenté un document sur l’identification et la classification des événements de mode commun ainsi qu’un document sur les fondements techniques pour la centrale de Bruce-A. Le personnel de la CCSN examine actuellement ces documents. Une fois terminée, la nouvelle analyse sera incluse dans le rapport de sûreté en annexe.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les analyses de sûreté aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B prévoient des marges de sûreté adéquates. Bruce Power satisfaisait aux critères d’acceptation de la CCSN établis pour assurer une exploitation sûre.

En 2016, Bruce Power a évalué les effets des flammes fixes et de plusieurs incidents de combustion d’hydrogène sur l’équipement dans l’enceinte de confinement, et a jugé que leurs effets sont sans conséquences pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Le personnel de la CCSN a accepté l’évaluation menée par Bruce Power, laquelle comprenait une analyse des accidents de dimensionnement.

Étude probabiliste de sûreté

Bruce Power respecte la norme de réglementation S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [32] et passe actuellement à la mise en œuvre du REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté: Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15], qui a récemment été publié. Ces exigences devraient être mises en œuvre aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B d’ici juin 2019, et le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour. Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de Bruce Power en matière d’EPS répondait aux exigences réglementaires et aux attentes ou qu’il les dépassait en 2016.

Analyse de la criticité

Bruce Power est tenu d’avoir un programme de sûreté-criticité. L’entreprise a mis à jour son programme de sûreté-criticité en 2016 et le personnel de la CCSN a constaté que celui-ci répondait aux exigences du document RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire [34]. Le personnel de la CCSN souligne qu’il n’y a eu aucun événement de criticité aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B en 2016.

3.1.1.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conception matérielle aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à chaque centrale.

Le DSR Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants :

Gouvernance de la conception
Caractérisation du site (aucune observation importante à signaler)
Conception de l’installation (aucune observation importante à signaler)
Conception des structures
Conception des systèmes
Conception des composants

Gouvernance de la conception

Qualification environnementale

Un programme de qualification environnementale vise à s’assurer que tous les systèmes, structures et composants sont en mesure d’accomplir leurs fonctions nominales de sûreté dans le contexte d’un environnement hostile hypothétique découlant d’accidents de dimensionnement.

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de qualification environnementale est mis en œuvre à toutes les tranches des centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Ces centrales sont tenues d’assurer la viabilité du programme conformément aux exigences réglementaires (notamment la norme CSA N290.13-F05, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU) et le document directeur de Bruce Power. En 2016, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de vérification de la conformité du programme de qualification environnementale à la centrale de Bruce-B, et a relevé des possibilités d’amélioration concernant la documentation du processus de qualification environnementale, la durabilité des barrières de protection contre la vapeur et d’autres domaines. Bruce Power a présenté à la CCSN un plan de mesures correctives prévoyant la mise en œuvre des mesures avant la fin de 2017. Le personnel de la CCSN a examiné ce plan et l’a jugé acceptable.

Conception de l’enveloppe sous pression

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de mettre en œuvre un programme exhaustif portant sur les enveloppes sous pression aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Ce programme répond aux exigences réglementaires.

Conception des structures

En août 2016, le personnel de la CCSN a mené une inspection de vérification de laconformité portant sur la préservation de la conception sismique à la centrale de Bruce-A et il a relevé des possibilités d’amélioration. Depuis, Bruce Power a présenté au personnel de la CCSN un plan de mesures correctives. Le personnel de la CCSN a examiné ce plan et l’a jugé acceptable. Bruce Power s’est engagée à mettre en œuvre le plan de mesures correctives d’ici la fin d’octobre 2017.

Conception des systèmes

Systèmes électriques

Le personnel de la CCSN a constaté qu’il n’y avait eu aucun événement important à signaler au cours de l’année ayant eu des répercussions sur les systèmes d’alimentation électrique aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. La préoccupation au sujet de l’essai de la capacité des batteries, décrite dans les rapports de surveillance réglementaire précédents, a été réglée au cours de l’année, à la satisfaction de la CCSN. Bruce Power s’assure que les activités d’essai, de surveillance et d’entretien des groupes de batteries sont clairement définies dans sa documentation.

En décembre 2016, Bruce Power a terminé les essais des batteries « avant correction » dont la capacité dépassait 100% et a présenté les résultats des essais à la CCSN. Ce document répondait aux attentes du personnel de la CCSN en ce qui concerne les essais de rendement modifiés des batteries.

Conception de la protection-incendie

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de protection-incendie de Bruce Power répondait aux exigences réglementaires et atteignait les objectifs de rendement.

Conception des composants

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power dispose d’un programme bien élaboré d’inspection du combustible de réacteur. Le taux de défectuosité du combustible pour les tranches 1 et 2 est supérieur au taux moyen de l’ensemble des centrales nucléaires en raison de défauts par usure de contact dans les tranches redémarrées récemment. Le personnel de la CCSN a constaté que ce taux montrait une tendance à la baisse et qu’il devrait revenir à la moyenne de l’ensemble des centrales nucléaires. Le taux de défectuosité du combustible pour les tranches 3 à 8 se situe dans la moyenne des centrales nucléaires qui est d’environ une grappe par année. Il a été déterminé que la cause profonde des défectuosités confirmées était attribuable à des débris dans le circuit caloporteur découlant de problèmes avec le programme d’exclusion des matières étrangères.

Le personnel de la CCSN a constaté que la tendance qui se dégage des observations des fissures dans les plaques d’extrémité des grappes de combustible s’est stabilisée à la centrale de Bruce-B. Bruce Power a continué de s’attacher à résoudre ce problème de fissure dans les canaux de la zone extérieure qui éprouvent des vibrations de pulsion de pression causées par les pompes du circuit caloporteur primaire, près des fréquences naturelles des grappes de combustible. En 2016, le personnel de la CCSN a examiné les analyses des moyens de défense en profondeur supplémentaires de Bruce Power, pour ce qui est de ce dossier de sûreté, et il a conclu que les défectuosités demeuraient à l’intérieur du dossier de sûreté et n’auraient pas de conséquence ou d’effet sur la progression des accidents. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller ce problème par l’application du REGDOC3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [3]. Le personnel de la CCSN a conclu que ce problème est géré correctement et que l’exploitation demeure sûre.

Câbles

En 2016, aucun problème à cet égard n’a été relevé lors des activités de vérification de la conformité (p. ex. examens documentaires). Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répond aux exigences réglementaires applicables.

3.1.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Aptitude fonctionnelle aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants :

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement
Entretien
Intégrité structurale
Gestion du vieillissement
Contrôle chimique (aucune observation importante à signaler)
Inspections et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement

À la lumière des inspections sur le site et des autres activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a confirmé que la performance globale de l’équipement aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux exigences réglementaires.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux exigences réglementaires énoncées dans le document RD/GD98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [35].

À la centrale de Bruce-A, tous les systèmes de sûreté spéciaux ont atteint les objectifs concernant les indisponibilités en 2016, exception faite du système de refroidissement d’urgence par injections (SRUI) pour les tranches1 et3 et du système de confinement de pression négative (SCPN) pour les tranches1 et4.

Les SRUI des tranches1 et3 ne répondaient pas à leurs objectifs d’indisponibilité, en raison d’une vanne d’injection d’eau qui s’ouvrait trop rapidement pendant les essais et qui ne semblaient pas respecter les critères d’acceptation dans l’analyse des coups de bélier limitatifs. Une analyse plus poussée a révélé que le comportement observé se trouvait à l’intérieur des limites acceptables. Ce problème n’a eu aucun effet important sur la sûreté nucléaire.

Le SCPN n’a pas atteint ses objectifs d’indisponibilité parce que le système de décharge d’air filtré d’urgence était branché à une alimentation de catégorie III plutôt qu’à l’alimentation électrique qualifiée. Dans le cas improbable d’une rupture de conduite du côté secondaire, les commutateurs de transfert auraient été incapables de transférer de l’alimentation de catégorie III à l’alimentation électrique qualifiée. Bruce Power a configuré le branchement permanent du système de décharge d’air filtré d’urgence à l’alimentation électrique qualifiée et a mis en œuvre les mesures correctives visant à éviter que cette situation ne se reproduise.

Tous les systèmes de sûreté spéciaux de la centrale de Bruce-B ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2016, exception faite du SCPN pour les tranches 5 à 8.

Le SCPN n’a pas atteint ses objectifs d’indisponibilité, car les vannes de régulation des sas n’avaient pas fait l’objet d’une qualification environnementale. En raison de cette condition, les sas seraient moins efficaces pendant une possible rupture des conduites de vapeur. Bruce Power a pris les mesures appropriées pour régler cette déficience temporaire et des mesures correctives visant à éviter que cette situation ne se reproduise ont été prises.

Entretien

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien global aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux exigences du document RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [36]. Les taux d’exécution de l’entretien préventif se situaient autour de 87,5% pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Les tableaux 19 et 20 montrent les résultats relatifs aux retards cumulés au chapitre de l’entretien pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B, respectivement. Le personnel de la CCSN a déterminé que le taux d’achèvement de l’entretien préventif et les résultats relatifs aux retards cumulés étaient acceptables.

Tableau 19: Retards relatifs aux travaux d’entretien et reports relatifs aux composants critiques à la centrale de Bruce-A, 2016
Paramètre	Moyenne des ordres de travail par tranche	Tendance par rapport à 2015	Moyenne de l’industrie
Retards relatifs à l’entretien correctif	2	À la baisse	8
Retards relatifs à l’entretien déficient	123	Stable	111
Reports des travaux d’entretien préventif	12	À la hausse	38

Tableau 20: Retards relatifs aux travaux d’entretien et reports relatifs aux composants critiques à la centrale de Bruce-B, 2016
Paramètre	Moyenne des ordres de travail par tranche	Tendance au cours de l’année	Moyenne de l’industrie
Retards relatifs à l’entretien correctif	3	À la baisse	8
Retards relatifs à l’entretien déficient	165	À la baisse	111
Reports des travaux d’entretien préventif	14	À la baisse	38

À la centrale de Bruce-A, Bruce Power a réduit les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif des composants critiques et a atteint, à cet égard, la plage des moyennes du secteur des centrales nucléaires. À la centrale de Bruce-B, l’entreprise continue de réduire les retards cumulés relatifs à l’entretien déficient des composants critiques.

En mai 2016, le personnel de la CCSN a vérifié les activités de planification de l’entretien et d’établissement du calendrier de Bruce Power pour les arrêts. Bruce Power a présenté un plan d’action pour mettre en œuvre toutes les mesures correctives connexes d’ici la fin de 2017.

Intégrité structurale

En 2016, Bruce Power a inspecté certains composants de l’enveloppe sous pression et de l’enceinte de confinement, y compris des structures de confinement. Les inspections de l’enveloppe sous pression portaient notamment sur des éléments du circuit caloporteur primaire ainsi que des systèmes auxiliaires, les générateurs de vapeur, les conduites d’alimentation et les tubes de force.

En mai 2016, Bruce Power a effectué des essais en pression positive sur l’enveloppe sous pression du confinement au cours des arrêts dans l’enceinte de confinement de toutes les tranches de la centrale de Bruce-A. Ces essais visaient à donner l’assurance que la probabilité d’une défaillance des composants formant un prolongement de l’enveloppe sous pression du confinement et des systèmes de suppression de la pression dans l’enceinte de confinement demeurait à un niveau acceptable. Aucune détérioration importante en cours d’exploitation n’a été observée dans les secteurs inspectés. Le taux de fuite était de 1,41% par heure, ce qui est bien inférieur à la limite de sûreté de 2,25% par heure. Le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Bruce-A répondait aux critères d’acceptation de la norme CSA N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU [24]. À la suite de l’inspection de vérification de la conformité pendant un arrêt de l’enceinte de confinement à la centrale de Bruce-A en 2016, le personnel de la CCSN a constaté des non-conformités peu importantes dans les pratiques de consignation des dossiers. Le personnel de la CCSN a déterminé que les mesures correctives prises par Bruce Power pour régler ce problème étaient adéquates. Le personnel de la CCSN a conclu que les structures, systèmes et composants importants pour assurer l’exploitation sûre de la centrale nucléaire de Bruce respectaient les exigences au chapitre de l’intégrité structurale.

Gestion du vieillissement

Bruce Power a mis en place des programmes intégrés de gestion du vieillissement aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B afin de s’assurer que l’état des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté est bien géré et que toutes les activités nécessaires pour en assurer l’intégrité à mesure que la centrale nucléaire vieillira sont en place. Le personnel de la CCSN a constaté que le programme de gestion du vieillissement de Bruce Power répondait aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès concernant la mise en œuvre du programme.

En 2016, Bruce Power a mis à jour ses processus de gouvernance de la gestion du vieillissement afin de répondre aux exigences du document REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle: Gestion du vieillissement [20], avec la mise en œuvre complète des programmes de conformité du document REGDOC-2.6.3, prévus d’ici juillet 2017.

En octobre 2016, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection portant sur la gestion du vieillissement à la centrale de Bruce-B. Le personnel de la CCSN a demandé à Bruce Power d’élaborer un plan de mesures correctives pour remédier aux cas de non-conformité ayant trait aux procédures de faible importance sur le plan de la sûreté qui avaient été relevés au cours de cette inspection.

Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre du projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible afin de faire avancer la conception des outils analytiques nécessaires pour confirmer que l’aptitude fonctionnelle des tubes de force convient à la poursuite de l’exploitation de la centrale. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour. Voir la section 2.2.3.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power tenait à jour des programmes d’inspections périodiques (PIP) adéquats aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B pour les composants de l’enveloppe sous pression et de l’enceinte de confinement importants pour la sûreté.

Bruce Power s’affaire à mettre à jour ses PIP relatifs aux composants sous pression afin de respecter la version 2009 de la norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [21]. En 2016, Bruce Power a présenté un document révisé faisant état de ses programmes d’inspections périodiques des conduites d’alimentation. Le personnel de la CCSN a examiné ce document et l’a jugé acceptable. Les exigences du programme actualisé devraient être entièrement mises à jour d’ici 2018 sur tous les principaux composants de réacteur, et le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

3.1.1.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Radioprotection aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires pertinentes, ou les surpassait. Par conséquent, chaque centrale a obtenu la cote de rendement «Entièrement satisfaisant», ce qui représente une amélioration par rapport à 2015.

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants :

Application du principe ALARA
Contrôle des doses des travailleurs
Rendement du programme de radioprotection
Contrôle des dangers radiologiques
Dose estimée au public

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de mettre en œuvre un programme très efficace, bien documenté et bien établi reposant sur les pratiques exemplaires de l’industrie afin de maintenir les doses reçues par la population au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés à l’application du principe ALARA englobent le suivi des valeurs de l’exposition collective au rayonnement pour les centrales nucléaires. En 2016, les doses collectives (énumérées à l’annexeE.1) cadraient avec les objectifs de dose des centralesA etB. Le personnel de la CCSN a conclu que la mise en œuvre du principe ALARA dans les installations de Bruce Power a respecté les exigences réglementaires et atteint les objectifs prévus, avec une tendance vers l’amélioration.

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de répondre aux exigences réglementaires concernant la mesure et la consignation des doses reçues par les travailleurs aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. En 2016, les doses de rayonnement aux travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection de Bruce Power. On trouvera à la section 2.1.7 et à l’annexeE.1 les données sur les doses individuelles et collectives reçues par les travailleurs aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B.

Les indicateurs de rendement liés à la sûreté utilisés pour le contrôle des doses aux travailleurs comprennent le suivi des situations liées à des doses reçues à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le personnel de la CCSN a constaté que les activités autorisées aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B n’ont entraîné en 2016 aucune tendance négative ni aucune exposition imprévue importante pour la sûreté.

Rendement du programme de radioprotection

La personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection de Bruce Power répond aux exigences du Règlement sur la radioprotection. La surveillance exercée par Bruce Power lors de la mise en œuvre et de l’amélioration de son programme de radioprotection s’est révélée efficace pour protéger les travailleurs aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power mesure continuellement le rendement de son programme de radioprotection en fonction des objectifs et des cibles établis par l’industrie.

Le personnel de la CCSN a déterminé, par des activités régulières de vérification de la conformité, que Bruce Power était très efficace au chapitre du rendement de son programme de radioprotection.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power a continué de répondre aux exigences réglementaires en matière de contrôle des dangers radiologiques aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Il n’y a eu aucun dépassement d’un seuil d’intervention en ce qui concerne la contamination de surface à la centrale de Bruce-A ou de Bruce-B au cours de la période visée par ce rapport.

Il restait des améliorations à apporter concernant l’étalonnage des instruments utilisés en radioprotection. Bruce Power les a apportées en 2016 à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power a continué de veiller à la protection du grand public conformément au Règlement sur la radioprotection. En 2016, la dose au grand public déclarée pour le site de Bruce se chiffrait à 0,0016 mSv, ce qui est bien en deçà de la limite de dose réglementaire pour le public, qui est fixée à 1 mSv par an (voir la section 2.1.7).

3.1.1.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Santé et sécurité classiques à la centrale de Bruce-A respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables, tandis que la centrale de Bruce-B les respectait. C’est pourquoi la centrale de Bruce-A a obtenu comme en 2015 la cote de rendement «Entièrement satisfaisant», tandis que celle de Bruce-B a reculé de la cote «Entièrement satisfaisant» en 2015 à «Satisfaisant» en 2016.

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants :

Rendement
Pratiques
Sensibilisation

Rendement

En février 2016, un travailleur exécutait des travaux d’entretien à la centrale de Bruce‑B sur le rotor qui avait été retiré de l’alternateur de la tranche 8. Le travailleur perçait un trou dans un composant du rotor en employant les procédures courantes lorsqu’un éclair s’est produit, possiblement en raison d’une interaction avec l’hydrogène. Le travailleur a subi des brûlures aux bras, à la poitrine et au visage et a été rapidement transporté à l’hôpital. En procédant à une inspection de vérification de la conformité pour cet incident, le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de la centrale nucléaire ne répondait pas aux exigences de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5] et a relevé des aspects à améliorer. Bruce Power a pris des mesures correctives afin d’y remédier, et a mis en place des procédures visant à empêcher qu’une telle situation ne se reproduise. À la lumière de cette inspection, le personnel de la CCSN a conclu que les mesures correctives prises par Bruce Power pour régler ce problème étaient adéquates et devraient empêcher qu’une telle situation ne se reproduise. La surveillance réglementaire à l’égard de ce domaine sera accrue en 2017.

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents (TGA) déclaré par Bruce Power pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B est passé de0 en 2015 à 2,55 en 2016 en raison d’un accident de travail. La fréquence des accidents (FA) pour ces centrales est passée de 0,28 en 2015 à 0,46 en 2016 en raison d’une augmentation des blessures nécessitant des soins médicaux. La FA aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B a été jugée acceptable, tandis que les TGA pour ces deux centrales étaient supérieurs à la moyenne de l’industrie. Malgré cela, le personnel de la CCSN a jugé que la FA et le TGA pour ces deux centrales étaient acceptables.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power se conformait aux dispositions pertinentes de la Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail et de la Loi sur les relations de travail de l’Ontario.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power répondait aux exigences pour ce domaine en 2016 aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Elle a remédié adéquatement à toutes les lacunes relevées au cours des inspections sur le site. Bruce Power a remédié rapidement à ces lacunes, mais il reste des aspects à améliorer au chapitre de la tenue des locaux aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B.

3.1.1.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Protection de l’environnement aux centrales de BruceA et BruceB répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants :

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Système de gestion de l’environnement
Évaluation et surveillance
Protection du public
Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des émissions

Le personnel de la CCSN a constaté que tous les rejets radiologiques dans l’environnement provenant des centrales de Bruce-A et de Bruce-B sont demeurés bien inférieurs aux limites réglementaires (voir la section 2.1.9).

On trouvera à l’annexe F les limites de rejet dérivées fixées pour les centrales de Bruce‑A et de Bruce-B.

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a élaboré et mis en œuvre aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B un programme de gestion de l’environnement afin d’évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires et de s’assurer qu’elles sont menées de manière à prévenir ou à atténuer les effets néfastes pour l’environnement.

Évaluation et surveillance

À la lumière des résultats du Programme indépendant de surveillance environnementale pour 2016 qui sont affichés sur le site Web de la CCSN, et compte tenu des données de Bruce Power sur la surveillance de l’environnement, le personnel de la CCSN a confirmé que le public, les peuples autochtones et l’environnement à proximité des installations de Bruce Power sont protégés et que l’exploitation du site n’entraîne aucun risque déraisonnable pour la santé et l’environnement.

Protection du public

Le personnel de la CCSN a déterminé que le risque que représentent les rejets de substances dangereuses par le site de Bruce pour l’environnement, le public ou les peuples autochtones est raisonnable. De plus, le personnel de la CCSN constaté que la dose annuelle de rayonnement au grand public déclarée pour le site de Bruce est demeurée très faible, soit à 0,16% de la limite de dose pour le grand public (voir la section 2.1.7).

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de mettre en œuvre un programme efficace d’évaluation des risques environnementaux (ERE) et de gestion de ces risques aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B afin d’examiner, d’évaluer et d’atténuer les risques environnementaux conformément à la norme CSA N288.6‑F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [26].

En 2016, le personnel de la CCSN a examiné le rapport d’ERE présenté par Bruce Power dans le cadre de la mise en œuvre de la norme CSA N288.6‑F12 et a jugé qu’il répondait aux exigences de cette norme. Dans le cadre des activités précédant les arrêts liés au remplacement de composants majeurs, Bruce Power met à jour son ERE. Cette mise à jour devrait se terminer en2017. Bruce Power continuera d’évaluer les effets des rejets thermiques dans l’ERE mis à jour. La CCSN continue de travailler avec Environnement et Changement climatique Canada et Bruce Power au sujet de cette évaluation.

3.1.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des urgences et protection-incendie aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants :

Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN a observé que Bruce Power a satisfait à ses obligations en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence classique, améliorant même son programme d’exercices d’urgence (non nucléaire).

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power continuait d’appuyer et d’assurer une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence classique.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de soutenir et de tenir à jour son organisation d’intervention d’urgence, et qu’elle est conforme aux exigences réglementaires. Bruce Power a également continué d’apporter un soutien aux organisations d’intervention d’urgence à l’extérieur du site et a respecté ses engagements en la matière, comme elle l’a démontré lors de l’exercice d’urgence Huron Resolve tenu en octobre 2016.

Le personnel de la CCSN a déterminé que, dans le cadre de cet exercice, Bruce Power est intervenu de façon adéquate dans un scénario d’urgence nucléaire. L’inspection de vérification de la conformité, réalisée par le personnel de la CCSN, a permis de relever quelques non-conformités de nature procédurale, de faible importance sur le plan de la sûreté, concernant le Centre des mesures d’urgence (CMU), ainsi qu’une constatation touchant le système de partage des données de Bruce Power (voir la section 3.1.2.2).

Bruce Power élaborera et mettra en œuvre des plans de mesures correctives pour remédier aux lacunes relevées. Des discussions sont en cours entre le personnel de la CCSN et celui de Bruce Power pour régler le problème du système de partage des données non automatisé de Bruce Power.

Le personnel de la CCSN continue de surveiller ce domaine dans le cadre du Programme de vérification de la conformité. Il a conclu que la centrale nucléaire de Bruce Power continue d’appuyer et de maintenir une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence nucléaire.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Le personnel de la CCSN a observé que Bruce Power a continué d’améliorer son programme d’intervention en cas d’incendie au moyen de plusieurs initiatives, notamment l’examen de ses programmes à l’interne. En incluant la rétroaction dans le programme d’exercices d’urgence et de formation, le rendement de l’équipe d’intervention d’urgence continue de s’améliorer.

Le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Bruce-Power continue d’appuyer et de maintenir une capacité d’intervention complète en cas d’incendie.

3.1.1.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des déchets aux centrales de BruceA et de BruceB respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants :

Caractérisation des déchets
Réduction des déchets
Pratiques de gestion des déchets
Plans de déclassement

Caractérisation et réduction des déchets et pratiques de réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets de Bruce Power aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B respectaient ou dépassaient les attentes dans tous les domaines spécifiques de la gestion des déchets radioactifs.

Plans de déclassement

OPG tient à jour des plans préliminaires de déclassement et les garanties financières consolidées pour toutes ses installations en Ontario, notamment les centrales de Bruce-A et de Bruce-B. Ces garanties sont révisées tous les cinq ans. Les plans préliminaires de déclassement actuels et les garanties financières acceptés par la Commission en 2012 sont demeurés valides en 2016. OPG assume la responsabilité pour le site de Bruce Power et il lui incombe par le fait même de présenter les plans préliminaires de déclassement et les coûts estimatifs. En janvier 2017, OPG a présenté son plan préliminaire de déclassement le plus récent et la garantie financière connexe. Le personnel de la CCSN évalue actuellement le plan préliminaire de déclassement d’OPG. La garantie financière révisée devrait être présentée à la Commission d’ici la fin de 2017.

3.1.1.12 Sécurité

Les centrales de Bruce-A et de Bruce-B ont reçu une cote de rendement «Satisfaisant» en 2016 pour ce DSR, ce qui représente une baisse par rapport à la cote «Entièrement satisfaisant» attribuée en 2015. Le DSR Sécurité à ces centrales répond aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables, tout en réglant certains problèmes de faible importance.

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants :

Installations et équipement
Arrangements en matière d’intervention
Pratiques en matière de sécurité
Entraînements et exercices

Bien qu’elle ne constitue pas un domaine particulier, la cybersécurité est devenue un sujet important qui mérite d’être abordé dans sa propre section.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a observé qu’en 2016, Bruce Power a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été déclarée en 2016. Bruce Power a mis en place des processus pour prévenir adéquatement les événements touchant la sécurité. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Arrangements en matière d’intervention

La CCSN et Bruce Power sont en voie de régler les constatations découlant des activités de vérification de la conformité réalisées en 2016. Le personnel de la CCSN a conclu que des éléments des arrangements en matière d’intervention de Bruce Power n’atteignaient pas pleinement les objectifs de l’exercice qui avaient été acceptés par la CCSN et qui forment le fondement de la conception des scénarios du titulaire de permis. Toutefois, le personnel de la CCSN a conclu que ces lacunes étaient de faible importance sur le plan de la sûreté. Bruce Power continuera de travailler avec la CCSN afin de répondre à ces constatations. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power a mis en place des procédures aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B pour donner une orientation au personnel de sécurité dans tous les domaines relevant de ce domaine particulier. Bruce Power n’a pas encore mis en œuvre les exigences actualisées du programme d’autorisation de sécurité donnant accès aux sites, exigences associées au document REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès au site. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Entraînements et exercices

À la lumière des activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a relevé certaines lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant l’autoévaluation par Bruce Power des éléments de son programme d’entraînements et d’exercices. Le personnel de la CCSN a procédé au suivi des mesures correctives de Bruce Power lors d’une inspection réalisée en mars 2017 et présentera un compte rendu sur ses constatations dans le cadre du prochain rapport de surveillance réglementaire.

Cybersécurité

En 2016, Bruce Power a présenté un plan de mise en œuvre visant à répondre aux lacunes constatées entre l’actuel programme de cybersécurité de Bruce Power et les exigences de la nouvelle norme de la CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées d’un petit réacteur [27]. Aucun problème important n’a été identifié, et les lacunes relevées sont en voie d’être réglées par Bruce Power. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le programme de cybersécurité de Bruce Power jusqu’à ce que tous les jalons du plan de mise en œuvre soient parachevés. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès de Bruce Power à cet égard.

3.1.1.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Garanties et non-prolifération aux centrales de BruceA et de BruceB répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les domaines particuliers suivants :

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Renseignements sur les activités et la conception
Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power répondait, aux deux centrales de Bruce-A et de Bruce-B, aux exigences de comptabilité et de contrôle des matières nucléaires, selon le document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [29]. Toutefois, Bruce Power a signalé en novembre 2016 que deux grappes de combustible figurant à l’inventaire ne se trouvaient pas à l’endroit indiqué (c.-à-d., dans la piscine). Le problème a été réglé rapidement lorsque l’on a trouvé les grappes à un autre endroit. Cette anomalie est attribuable à une mise à jour dans un dossier du système d’inventaire des grappes remontant aux années 1980, qui n’avait pas été rapportée dans le système actuel.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a effectué une inspection aléatoire avec bref préavis et six inspections inopinées pour vérifier l’inventaire de matières nucléaires et s’assurer qu’il n’y avait pas de matières ni d’activités nucléaires non déclarées. Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power a fourni un soutien adéquat pour ces inspections. Tous les résultats d’inspections reçus de l’AIEA en 2016 pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B étaient satisfaisants.

Renseignements sur les activités et la conception

Bruce Power a présenté à la CCSN, dans les délais impartis, son programme opérationnel annuel de même que les mises à jour trimestrielles et la mise à jour annuelle pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA [28]. Dans tous les cas susmentionnés, les renseignements fournis répondaient à toutes les exigences de la CCSN concernant la présentation des renseignements.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a apporté un soutien adéquat aux activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B, y compris les travaux d’entretien réalisés sur le système de surveillance intégrée du combustible VXI et une mise à niveau du système de surveillance optique à multicaméras numériques afin d’assurer une mise en œuvre efficace des mesures de garanties aux deux centrales.

3.1.1.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Emballage et transport aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été accordée à chaque centrale.

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants :

Conception et entretien des colis
Emballage et transport
Enregistrements aux fins d’utilisation (aucune observation importante à signaler)

Colis : conception, entretien, emballage et transport

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’à ses centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B, Bruce Power dispose d’un programme d’emballage et de transport qui garantit le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) [30] et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [31]. Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation est effectué de façon sécuritaire.

3.1.2 Développements en matière de réglementation

3.1.2.1 Délivrance de permis

En mai 2015, la Commission a renouvelé le permis d’exploitation d’un réacteur de puissance nucléaire pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B pour une période de cinq ans. Les permis respectifs des deux centrales nucléaires ont été combinés en un seul, qui est valide du 1^er juin 2015 au 31 mai 2020.

En 2016, Bruce Power a fait part à la CCSN de son intention de procéder à la réfection de ses réacteurs. Il s’agit de remplacer des composants majeurs, comme les générateurs de vapeur, les canaux de combustible et les conduites d’alimentation. Bruce Power a demandé un renouvellement précoce des permis en 2018, et à cette occasion la Commission examinera les résultats de son bilan périodique de sûreté (BPS).

Le BPS consiste en une évaluation complète de la conception, de l’état et de l’exploitation d’une centrale nucléaire. Le document REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté [37] énonce les exigences réglementaires applicables à la mise en œuvre d’un BPS.

Les rapports révisés sur les facteurs de sûreté de la centrale de Bruce-A s’inscrivant dans le cadre du BPS ont été présentés à la CCSN en août 2016. Les rapports sur les facteurs de sûreté de Bruce-B ont été présentés à la CCSN en septembre 2016. Le personnel de la CCSN examine actuellement le Rapport d’évaluation globale et le Plan intégré de mise en œuvre, qui ont été soumis en décembre 2016. Le personnel de la CCSN examine actuellement ces rapports.

La demande de renouvellement du permis devrait être présentée en juin 2017.

Révisions du Manuel des conditions de permis

Le personnel de la CCSN a apporté une révision au Manuel des conditions de permis des centrales de Bruce-A et de Bruce-B en mai 2016. La modification apportée au cours de la période visée par le rapport figure dans le tableauG.2 de l’annexeG.

3.1.2.2 Mises à jour sur les projets et initiatives d’importance

Programme de suivi de l’évaluation environnementale pour la centrale de Bruce‑A

Bruce Power a présenté son rapport final du suivi de l’évaluation environnementale. Le rapport a été examiné par la CCSN et Environnement et Changement climatique Canada, qui ont confirmé que toutes les prévisions faites dans l’évaluation environnementale ont été mises à jour et que les travaux de réfection menés à la centrale de Bruce-A n’ont entraîné aucun effet néfaste important.

Dans l’avenir, la surveillance réglementaire par la CCSN de la protection de l’environnement se poursuivra en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et dans le cadre des programmes de protection de l’environnement connexes.

Exercice Huron Resolve

En octobre 2016, avec l’aide du Bureau du commissaire des incendies et de Gestion des situations d’urgence Ontario, Bruce Power a testé son organisation d’intervention d’urgence en simulant un scénario touchant plusieurs tranches au cours de l’exercice d’urgence régional Huron Resolve. Cet exercice d’une durée de cinq jours a donné lieu à des interactions entre près de 500 personnes d’une trentaine d’organisations municipales, provinciales et fédérales, qui ont toutes mis à l’épreuve leurs programmes d’urgence.

L’exercice Huron Resolve, qui a été observé et évalué par la CCSN, a mis à l’épreuve l’organisation d’intervention d’urgence de Bruce Power. Selon le scénario utilisé, plusieurs tranches des centrales nucléaires à quatre tranches de Bruce Power étaient touchées.

Le personnel de la CCSN a effectué une inspection de vérification de la conformité portant sur l’exercice Huron Resolve. Il a relevé des cas de non-conformité aux procédures de faible importance sur le plan de la sûreté au Centre des mesures d’urgence ainsi que des problèmes concernant le système de partage des données non automatisé de Bruce Power. En réponse à l’inspection de la CCSN, Bruce Power s’est engagée à commencer la mise en œuvre du système de transfert de données au réseau local en cas de catastrophe (DLAN) pour la gestion des incidents en 2017. En 2016, le personnel de la CCSN a continué de surveiller le parachèvement du plan de mesures correctives de Bruce Power en réponse à l’inspection.

3.1.2.3 Mises à jour sur les questions d’importance en matière de réglementation

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

Le 30 septembre 2016, Bruce Power a présenté à la CCSN une demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches. La CCSN a vérifié si la demande répondait aux exigences et l’a jugée incomplète. En octobre 2016, elle en a fait part à Bruce Power, en indiquant en détail les renseignements manquants. Bruce Power a présenté une demande révisée et complète en mai 2017, et le personnel de la CCSN en fait actuellement l’examen. Le personnel de la CCSN transmettra aussi la demande aux groupes autochtones intéressés au cours du mois après sa réception. L’examen technique de la demande se fera au cours des deux mois suivant la vérification de la demande par la CCSN. Lorsque le personnel de la CCSN estimera que la demande est complète, Bruce Power la présentera à Pêches et Océans Canada. C’est à ce moment que débuteront les délais prévus par la réglementation.

Restauration des marges de sûreté pour les accidents de perte majeure de réfrigérant primaire

Les tranches de Bruce-A et de Bruce-B continuent de ne pas fonctionner à pleine puissance (les réacteurs de Bruce-A fonctionnent à 92,5%, tandis que ceux de Bruce-B fonctionnent à 93%) afin de veiller à préserver des marges de sûreté suffisantes.

Les analyses de Bruce Power portant sur l’incidence du vieillissement sur les marges de sûreté pour les accidents de perte majeure de réfrigérant primaire (APMRP), les petits accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP) et les pertes de débit couvrent la période allant jusqu’en 2019. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller tous les livrables associés aux APRP au moyen des activités de vérification de la conformité courantes. L’élaboration de l’approche analytique composite se poursuit (voir la section 2.1.4), et le fondement d’autorisation des réacteurs en exploitation pour le scénario d’APMRP continuera de reposer sur une analyse de sûreté traditionnelle prudente.

En novembre 2016, Bruce Power a présenté le plan de travail détaillé pour l’approche analytique composite proposée. Le personnel de la CCSN examine actuellement ces documents.

3.1.2.4 Communications

Rapports initiaux d’événement

Un rapport initial d’événement a été présenté pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B pendant la période comprise entre janvier 2016 et avril 2017. On trouvera au tableau 21 les détails concernant ce rapport.

Tableau 21: Rapport initial d’événement pour Bruce-A et B
Objet	Brève description
Bruce-B, tranche 8 Travailleur blessé pendant qu’il travaillait sur le générateur (tel que signalé dans le CMD 16-M18)	Le 1^erfévrier 2016, un travailleur effectuait des travaux d’entretien sur le rotor de l’alternateur de la tranche 8 qui avait été retiré de l’alternateur en question. Le travailleur perçait un trou dans un composant du rotor en employant les procédures courantes lorsqu’un éclair s’est produit. On pense que l’éclair a été causé par une interaction avec l’hydrogène. Le travailleur a subi des brûlures aux bras, à la poitrine et au visage et a été rapidement transporté à l’hôpital. Les travaux sur l’alternateur ont été interrompus et le secteur de travail a été mis en quarantaine. Le Comité mixte sur la santé et la sécurité au travail et le ministère du Travail de l’Ontario ont été avisés de l’incident. Tous les travaux exécutés à la centrale de Bruce-B ont été interrompus jusqu’à ce que chaque membre de l’équipe ait eu une discussion en personne sur la sécurité avec le gestionnaire de son secteur. L’enquête du ministère du Travail se poursuit. Cet événement a été déclaré à la Commission en avril 2016. Le personnel de la CCSN a déterminé que les mesures correctives prises par Bruce Power pour régler ce problème étaient adéquates. Le personnel de la CCSN a procédé à l’inspection de vérification de la conformité aux fins de suivi de cet incident. Il a constaté que la centrale de Bruce-B ne répondait pas aux exigences de l’article6.27 de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires. En vertu de cette norme, le titulaire de permis est tenu de s’assurer que les dangers sur le lieu de travail sont évalués et contrôlés et que les conséquences de l’exposition pour le personnel sont réduites le plus possible. En raison de cette lacune, la cote de rendement de la centrale de Bruce-B pour le DSR Santé et sécurité classiques a reculé de «Entièrement satisfaisant» en 2015 à «Satisfaisant» en 2016.

Activités de consultation et de mobilisation des groupes autochtones

Le personnel de la CCSN a constaté que Bruce Power attache une grande importance à ses relations avec les peuples et communautés autochtones dans la région de la péninsule Bruce. Elle s’efforce tout particulièrement de tenir les trois groupes autochtones (c.-à-d. la Nation Saugeen Ojibway, les Historic Saugeen Métis et la Métis Nation of Ontario) au courant de ses activités et de les renseigner sur les questions de réglementation. Le personnel de la CCSN et Bruce Power ont collaboré avec les divers groupes autochtones concernant les projets nucléaires pour assurer la sécurité du personnel et de l’environnement.

En septembre 2016, le personnel de la CCSN s’est réuni avec le Georgian Bay Traditional Territory Consultation Committee de la Métis Nation of Ontario pour discuter de divers aspects des activités de surveillance menées par la CCSN afin de s’assurer que des mesures adéquates sont en place pour protéger l’environnement.

Les discussions se sont poursuivies avec la Nation Saugeen Ojibway concernant ses préoccupations à l’égard de la surveillance de l’impaction et de l’entraînement du poisson sur le site de Bruce Power. Un modérateur a été choisi à titre provisoire et ces discussions devraient se dérouler en 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés pour régler ce problème.

En ce qui concerne les programmes de surveillance du poisson aux centrales de Bruce‑A et de Bruce-B, le personnel de la CCSN a organisé un atelier avec des groupes autochtones, qui aura lieu en juin 2017 et qui réunira des groupes autochtones, Bruce Power, des organismes gouvernementaux et des chercheurs universitaires pour échanger des connaissances, et faire le point sur l’état actuel des études sur les poissons et des activités à proximité du site de Bruce.

3.2 Darlington

La centrale nucléaire de Darlington est située sur la rive nord du lac Ontario, dans la municipalité de Clarington, en Ontario. Elle se trouve à 5 km de la ville de Bowmanville et à environ 10 km au sudest de la ville d’Oshawa. Ontario Power Generation (OPG) en est le propriétaire.

La construction de la centrale a commencé en 1981 et la première criticité d’un réacteur a eu lieu en 1989. L’installation nucléaire comprend quatre réacteurs CANDU, chacun ayant une capacité de 881 MWé (mégawatts électriques), ainsi qu’une installation d’extraction du tritium.

3.2.1 Évaluation de la sûreté

L’évaluation de la sûreté réalisée par le personnel de la CCSN à la centrale de Darlington pour 2016 a donné lieu aux cotes de rendement indiquées dans le tableau 22. À la lumière des observations et des évaluations du rendement pour les DSR, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Darlington a été exploitée de manière sûre. La cote intégrée de rendement pour la centrale nucléaire était «Entièrement satisfaisant», soit la même cote que celle de l’année précédente.

Tableau 22: Cotes de rendement de la centrale de Darlington pour 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Cote de rendement	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	ES	SA
Santé et sécurité classiques	SA	ES
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote intégrée de rendement	ES	SA
* Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada Remarques : Aucune information n’est présentée dans cette soussection du rapport concernant les domaines particuliers des DSR pour lesquels les activités de vérification de la conformité effectuées par le personnel de la CCSN n’ont révélé aucun fait d’importance. L’information présentée ciaprès est particulière à la centrale nucléaire. Voir la section 2 pour les observations portant sur les tendances générales et l’ensemble des centrales nucléaires.

3.2.1.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Système de gestion à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Système de gestion comprend les domaines particuliers suivants :

Système de gestion
Organisation
Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement (aucune observation importante à signaler)
Expérience en exploitation (aucune observation importante à signaler)
Gestion des changements organisationnels (aucune observation importante à signaler)
Culture de sûreté
Gestion de la configuration
Gestion des documents
Gestion des entrepreneurs
Continuité des opérations

Système de gestion

OPG a terminé la transition de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5], à la norme N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [6], en 2016. Le personnel de la CCSN a examiné la documentation de gouvernance d’OPG et a relevé que certaines améliorations s’imposaient en ce qui concerne la documentation de la structure organisationnelle touchant la mise en œuvre du système de gestion. Le personnel de la CCSN entreprendra des activités de suivi afin de vérifier la conformité et confirmer la mise en œuvre de la norme CSA N286-F12.

Organisation

L’initiative de transformation opérationnelle d’OPG a été menée à bien. En janvier2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection des rôles, des responsabilités et de l’organisation d’OPG. Cette inspection mettait l’accent sur la documentation organisationnelle d’OPG touchée par son initiative de transformation organisationnelle en ce qui concerne les rôles et responsabilités pour les programmes nucléaires et les programmes d’interface. Au cours de l’inspection, le personnel de la CCSN a constaté que l’ensemble de l’organisation, des rôles et des responsabilités d’OPG favorisaient une exploitation sûre afin de limiter les risques pour la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, et pour respecter les obligations internationales du Canada. Les résultats détaillés de l’inspection seront inclus dans l’évaluation du rapport de surveillance réglementaire de 2017.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG suivait un processus établi pour les autoévaluations de la culture de sûreté aux intervalles prévus. Une autoévaluation de la culture de sûreté pour les projets nucléaires a été réalisée en 2016 à Darlington, et portait également sur les organisations qui travaillent à contrat sur le projet de réfection de la centrale. Cette évaluation a permis d’obtenir des données de référence importantes pour le projet de réfection et elle sera utile aux fins de comparaison dans les évaluations ultérieures. Le personnel de la CCSN est satisfait de l’autoévaluation et de la culture de sûreté d’OPG. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller ces évaluations et les initiatives qui en découlent.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a en place un système de gestion de la configuration qui répondait aux exigences réglementaires en 2016.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté dans le domaine de la gestion des dossiers à Darlington, pendant les activités d’inspection planifiées, notamment pour ce qui est de remplir correctement les dossiers. OPG a remédié aux lacunes à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Gestion des entrepreneurs

Au cours d’une inspection réactive portant sur la gestion de la qualité et la surveillance de projet, le personnel de la CCSN a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté dans le domaine de la gestion des entrepreneurs à la centrale de Darlington, notamment en ce qui concerne la tenue à jour de la documentation. Il examine actuellement les plans de mesures correctives élaborés par OPG pour remédier à ces lacunes. OPG s’est engagée à les mettre en œuvre d’ici le31juillet2017.

Continuité des opérations

Au cours des activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG répondait aux exigences réglementaires en ce qui a trait à la continuité des opérations à la centrale de Darlington. OPG a mis en place des plans de continuité des opérations adéquats pour gérer les événements mettant en cause des activités syndicales.

3.2.1.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion de la performance humaine à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants :

Programme de performance humaine
Formation du personnel
Accréditation du personnel
Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
Organisation du travail et conception de tâches
Aptitude au travail

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a évalué le programme de performance humaine d’OPG et a conclu que l’entreprise répondait aux exigences réglementaires.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG avait mis en place un système de formation solide et bien documenté qui repose sur l’approche systématique à la formation et qui s’applique à l’ensemble de son effectif. La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à la centrale de Darlington répondait aux exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a examiné la documentation des programmes de formation en ingénierie d’OPG et du programme de formation des opérateurs de salle de commande de la tranche 0 à Darlington. Des non-conformités mineures de faible importance sur le plan de la sûreté ont été relevées concernant la documentation des connaissances et des compétences, ainsi que les attitudes pour la réalisation de certaines tâches. OPG a présenté un plan acceptable de mesures correctives pour les deux programmes de formation. Le personnel de la CCSN a également effectué une inspection de vérification de la conformité concernant l’intégration relative aux activités de réfection et de la supervision des programmes de formation, et aucune non‑conformité n’a été relevée. Le personnel de la CCSN estime que les programmes de formation examinés sont bien définis et documentés conformément à l’approche systématique à la formation et qu’OPG répond aux exigences réglementaires.

Accréditation du personnel

OPG compte un nombre suffisant de personnel accrédité à la centrale de Darlington pour tous les postes nécessitant une accréditation, conformément aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN estime que les programmes d’OPG donnent l’assurance que le personnel accrédité à la centrale de Darlington possède les connaissances et les compétences voulues pour s’acquitter de ses tâches de façon sûre et efficace.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes d’examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation pour le personnel accrédité à la centrale de Darlington répondaient aux exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a réalisé des inspections de vérification de la conformité pour la tenue d’un examen d’accréditation écrit et d’examens de requalification sur simulateur. Pendant la tenue des examens de requalification sur simulateur, le personnel de la CCSN a observé une non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté (en ce qui concerne la disponibilité des dispositifs d’enregistrement des communications verbales). OPG a élaboré et mis en œuvre des mesures correctives appropriées pour empêcher qu’une telle situation ne se reproduise.

Organisation du travail et conception des tâches

Effectif minimal

En 2016, le personnel de la CCSN a vérifié si la centrale de Darlington répondait aux exigences du programme concernant l’effectif minimal du titulaire de permis, lesquelles sont basées sur le guide d’application de la réglementation de la CCSN G‑323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorieI– Effectif minimal [33].

OPG a demandé des modifications aux exigences concernant le personnel accrédité minimal au cours d’un arrêt à des fins de réfection alors que le combustible a été retiré du cœur du réacteur. Cette mise à jour comportait également un examen des effectifs pour chaque groupe de travail. Le personnel de la CCSN a examiné la demande d’OPG et l’a jugée acceptable. Le Manuel des conditions de permis a été révisé en février 2017 en fonction de ces modifications.

En 2016, des infractions à l’effectif minimal à Darlington n’ont pas eu d’incidence sur la sûreté. Voir la section 2.1.2.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les limites établies concernant le nombre d’heures de travail à la centrale de Darlington. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait de l’aptitude au travail des travailleurs à Darlington.

3.2.1.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conduite de l’exploitation à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants :

Réalisation des activités autorisées
Procédures
Rapports et établissement de tendances
Rendement de la gestion des arrêts
Paramètres d’exploitation sûre
Gestion des accidents graves et rétablissement
Gestion des accidents et rétablissement (aucune observation importante à signaler)

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a continué d’exploiter la centrale de Darlington avec un rendement de sûreté de haut niveau en respectant les lignes de conduite pour l’exploitation d’OPG et les exigences opérationnelles en matière de sûreté.

À la centrale de Darlington, il y a eu un arrêt d’urgence, deux reculs rapides de puissance et deux baisses contrôlées de puissance.

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé que les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance avaient été exécutés correctement, et que la réduction de puissance avait été amorcée adéquatement par les systèmes de contrôle du réacteur. Le personnel de la CCSN a confirmé que le personnel de Darlington suivait les procédures approuvées et prenait les mesures correctives appropriées pour tous les événements.

Le personnel de la CCSN a constaté que la réalisation par OPG des activités autorisées à Darlington respectait ou dépassait les exigences réglementaires et les attentes en 2016.

Procédures

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG avait mis en place une structure de gouvernance pour veiller à ce que les procédures soient utiles et rédigées d’une manière cohérente. La centrale de Darlington dispose de documents énonçant clairement les attentes au chapitre de l’utilisation et de l’application des procédures, et d’un processus pour gérer les changements procéduraux.

Rapports et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a constaté que les rapports et les activités d’établissement de tendances d’OPG respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires et les attentes en 2016.

Rendement de la gestion des arrêts

OPG a planifié quatre arrêts prévus et a connu sept arrêts imprévus à la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a constaté que Darlington continue de démontrer un niveau élevé de rendement et de réalisation des objectifs pendant les arrêts. OPG a effectué un suivi adéquat de tous les arrêts prévus et imprévus. Le personnel de la CCSN a déterminé que le personnel d’OPG avait mené de façon sûre toutes les démarches liées aux arrêts, y compris la de gestion de la stratégie de la source froide à la centrale de Darlington.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de la centrale de Darlington en matière de gestion des arrêts respectait ou dépassait les exigences réglementaires et les attentes en 2016.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a conclu que les paramètres d’exploitation sûre à la centrale de Darlington répondaient aux exigences réglementaires et aux attentes en 2016.

Gestion des accidents graves et rétablissement

OPG continue de tenir à jour un programme de gestion des accidents graves pour la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme est mis en œuvre et sa structure organisationnelle définit clairement les rôles et les responsabilités de tous les participants.

Installation d’extraction de tritium

La centrale de Darlington est la seule centrale nucléaire au Canada dotée d’une installation d’extraction du tritium. Le tritium s’accumule graduellement dans certains systèmes de la centrale nucléaire en raison des opérations quotidiennes. L’extraction du tritium permet de réduire la quantité rejetée dans l’environnement et d’atténuer le risque d’exposition des travailleurs au rayonnement. Le tritium est extrait de l’eau lourde utilisée dans les réacteurs et stocké de manière sûre dans des contenants en acier inoxydable à l’intérieur d’une voûte en béton. Le personnel de la CCSN a constaté que l’exploitation de l’installation d’extraction de tritium ne dépassait aucune limite de rejet dans l’environnement et avait été exploitée de manière sûre.

3.2.1.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Analyse de la sûreté à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants :

Analyse déterministe de la sûreté
Étude probabiliste de sûreté
Sûreté-criticité (aucune observation importante à signaler)
Analyse des accidents graves (aucune observation importante à signaler)
Gestion des dossiers de sûreté, y compris les programmes de R-D (aucune observation importante à signaler)

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a mis en place un programme efficace et bien géré pour la réalisation des analyses déterministes de la sûreté. OPG continue de mettre en œuvre le document REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [12], et le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’analyse de la sûreté menée à la centrale de Darlington prévoit des marges de sûreté adéquates et respectait les critères d’acceptation de la CCSN établis pour assurer une exploitation sûre.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG tient compte adéquatement des questions touchant le comportement de l’hydrogène dans l’enceinte de confinement. En 2016, le personnel de la CCSN a accepté l’évaluation des accidents de dimensionnement réalisée par OPG selon laquelle les flammes fixes et les multiples incidents de combustion d’hydrogène sur l’équipement sont sans conséquence pour la centrale de Darlington. L’équipement requis continuerait de fonctionner après un accident de dimensionnement et la capacité de la centrale à refonctionner après un tel accident est assurée.

Étude probabiliste de sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que, pour la centrale de Darlington, OPG se conforme à la norme de réglementation S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [32]. OPG passe actuellement à la mise en œuvre du document publié récemment, soit le REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15] à la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement d’OPG à l’égard des EPS à Darlington respectait ou dépassait les exigences réglementaires en 2016. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour en ce qui concerne la transition d’OPG.

3.2.1.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conception matérielle à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants :

Gouvernance de la conception
Caractérisation du site (aucune observation importante à signaler)
Conception de l’installation (aucune observation importante à signaler)
Conception des structures (aucune observation importante à signaler)
Conception des systèmes
Conception des composants

Gouvernance de la conception

Qualification environnementale

Un programme de qualification environnementale vise à s’assurer que tous les systèmes, structures et composants sont en mesure d’accomplir leurs fonctions nominales de sûreté dans un environnement hostile hypothétique découlant d’accidents de dimensionnement.

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de qualification environnementale est mis en œuvre à toutes les tranches de Darlington. OPG assure la viabilité du programme conformément aux exigences réglementaires (en particulier la norme CSA N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU [17]) et son document directeur.

Conception de l’enveloppe sous pression

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a continué de mettre en œuvre un programme exhaustif de l’enveloppe sous pression à Darlington. Ce programme répond aux exigences réglementaires.

Conception des systèmes

Systèmes d’alimentation électrique

En 2016, le personnel de la CCSN a réalisé des examens documentaires, qui comprenaient un suivi des examens intégrés de la sûreté et de l’inspection de vérification de la conformité de 2014. À la lumière de ces activités de vérification de la conformité, aucun domaine non conforme n’a été relevé et le personnel de la CCSN a conclu que les systèmes d’alimentation électrique à Darlington respectaient les exigences réglementaires applicables.

Conception de la protection-incendie

Le personnel de la CCSN a effectué des activités de surveillance régulière à la centrale de Darlington en 2016, notamment des examens de documents spécialisés et des inspections. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de protectionincendie à la centrale de Darlington respectait les exigences énoncées dans la norme CSA N293F07, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires [38].

Conception des composants

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG dispose d’un programme bien élaboré d’inspection du combustible nucléaire. En 2016, le rendement du combustible à la centrale de Darlington était acceptable. Le personnel de la CCSN estime que le programme d’inspection du combustible d’OPG est rigoureux et qu’OPG est en mesure de gérer adéquatement ce dossier tout en assurant l’exploitation sûre de la centrale.

Câbles

En 2016, aucune lacune à cet égard n’a été constatée lors des activités de vérification de la conformité (c.-à-d. examens documentaires, bilans périodiques de sûreté). Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à Darlington respectait les exigences réglementaires applicables.

3.2.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Aptitude fonctionnelle à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants :

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement
Entretien
Intégrité structurale
Gestion du vieillissement
Contrôle chimique
Inspections et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement

Le personnel de la CCSN a conclu que l’aptitude fonctionnelle et la performance de l’équipement dans leur ensemble à la centrale de Darlington ont été satisfaisantes et ont respecté les exigences réglementaires.

Fiabilité des systèmes importants sur la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à Darlington répondait aux exigences réglementaires énoncées dans le document RD/GD98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [35].

Le personnel de la CCSN a constaté que tous les systèmes spéciaux de sûreté aux tranches1 à 4 de Darlington ont respecté leurs objectifs d’indisponibilité.

Entretien

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien à Darlington respectait les exigences réglementaires et les objectifs de rendement. Le personnel de la CCSN a déterminé que le taux moyen de parachèvement de l’entretien pour les quatre tranches était de 90,5%.

Le tableau 23 présente les retards relatifs aux travaux d’entretien des composants critiques à la centrale de Darlington en 2016.

Les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif étaient inférieurs à la moyenne de l’industrie, tout comme les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient et le nombre de reports des travaux d’entretien préventif sur des composants critiques.

Le personnel de la CCSN a déterminé que le taux moyen de parachèvement de l’entretien préventif et les retards relatifs aux travaux d’entretien des composants critiques étaient acceptables.

Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la tendance de ces indicateurs.

Tableau 23: Retards relatifs aux travaux d’entretien et reports relatifs aux composants critiques à la centrale de Darlington, en 2016
Paramètre	Moyenne des ordres de travail par tranche	Tendance par rapport à 2015	Moyenne de l’industrie
Retards relatifs à l’entretien correctif	6	Stable	8
Retards relatifs à l’entretien déficient	48	À la baisse	111
Reports des travaux d’entretien préventif	33	À la hausse	38

Intégrité structurale

En 2016, OPG a inspecté certains composants de l’enveloppe sous pression et de l’enceinte de confinement de la tranche 4 de la centrale de Darlington. Les inspections de l’enveloppe sous pression englobaient des parties du circuit caloporteur primaire et des systèmes auxiliaires, des tuyaux d’alimentation et des tubes de force. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a examiné les rapports d’inspection et a conclu que les structures, systèmes et composants importants pour assurer l’exploitation sûre de la centrale de Darlington respectaient les exigences en matière d’intégrité structurale.

Gestion du vieillissement

OPG dispose d’un programme intégré de gestion du vieillissement à Darlington afin de s’assurer que l’état des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté est bien compris et que les activités requises sont en place pour veiller à leur intégrité à mesure que la centrale nucléaire vieillit. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme d’OPG respectait les exigences réglementaires.

OPG met actuellement à jour la gouvernance et les processus liés à la gestion du vieillissement afin de répondre aux exigences du document REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement [20], dont la mise en œuvre intégrale est prévue pour la fin de 2017.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a effectué une inspection de vérification de la conformité portant sur le contrôle chimique à Darlington en 2016 et a constaté qu’OPG répondait aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN a relevé une lacune de faible importance sur le plan de la sûreté et OPG y a remédié à sa satisfaction. Cette lacune concernait la surveillance de l’humidité dans le laboratoire de chimie.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG avait mis en place à la centrale de Darlington des programmes d’inspections périodiques adéquats pour les composants importants pour la sûreté de l’enveloppe sous pression et de l’enceinte de confinement.

Le personnel de la CCSN a surveillé la conformité aux exigences réglementaires pour les programmes d’inspections périodiques établis pendant l’année et est arrivé à la conclusion que leur mise en œuvre répond aux exigences réglementaires.

OPG met actuellement à jour ses programmes d’inspections périodiques afin de se conformer à la version 2014 de la norme CSA N285.F4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [21]. La conformité pleine et entière aux exigences de programme mises à jour est prévue d’ici 2019. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour et continuera d’exercer une surveillance.

3.2.1.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Radioprotection à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants :

Application du principe ALARA
Contrôle des doses des travailleurs
Rendement du programme de radioprotection
Contrôle des dangers radiologiques
Dose estimée au public

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’à la centrale de Darlington, OPG a continué de mettre en œuvre un programme bien défini et hautement efficace, dont les fondements reposent sur les pratiques exemplaires de l’industrie afin de maintenir les doses reçues par les personnes au niveau ALARA. Les activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN ont confirmé qu’OPG avait recours à des initiatives ALARA, à la planification du travail ainsi qu’à la surveillance et au contrôle des doses pour atteindre les cibles ALARA ambitieuses établies par OPG.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés à l’application du principe ALARA comprennent le suivi des valeurs de l’exposition collective aux rayonnements pour la centrale nucléaire. En 2016, la dose collective déclarée pour Darlington (voir l’annexeE.2) dépassait l’objectif établi par OPG. D’après le personnel de la CCSN, l’application du principe ALARA à cette centrale nucléaire répondait aux exigences réglementaires et la sûreté n’était pas compromise, mais le non-respect des objectifs prévus indique une tendance à la baisse du rendement pour ce domaine.

Grâce à des activités de surveillance du rendement, OPG a reconnu cette tendance et a déterminé les facteurs en cause, notamment l’ajout de travail non planifié, la reprise du travail, les estimations inadéquates de la dose pour un travail présentant un danger élevé et la non-disponibilité des systèmes de réduction du tritium avec des concentrations de tritium dans l’air plus élevées que prévu dans l’enceinte du réacteur. OPG a ajouté les leçons tirées dans son plan pour l’arrêt prévu de 2017 et son plan ALARA afin d’améliorer le rendement dans ce domaine. Le personnel de la CCSN continuera d’exercer une surveillance afin de confirmer que ces aspects sont bel et bien pris en compte.

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de se conformer aux exigences réglementaires relatives à la mesure et à la consignation des doses reçues par les travailleurs à la centrale de Darlington. Les activités courantes de vérification de la conformité menées en 2016 ont confirmé un rendement efficace à ce sujet. Les doses de rayonnement reçues par les travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis par le programme de radioprotection de Darlington. Les données sur les doses individuelles et collectives reçues par les travailleurs à Darlington sont présentées à la section 2.1.7 et à l’annexeE.2.

Les indicateurs de rendement liés à la sûreté utilisés pour le contrôle des doses reçues par les travailleurs comprennent le suivi des situations liées à des doses reçues à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le personnel de la CCSN a constaté que les activités autorisées à la centrale de Darlington n’ont entraîné aucune tendance négative ni aucune exposition imprévue importante pour la sûreté en 2016.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection d’OPG répond aux exigences du Règlement sur la radioprotection [39]. Le programme comprend des indicateurs de rendement en matière de sûreté pour surveiller le rendement du programme. Les documents du programme de radioprotection et les procédures à l’appui sont tenus à jour, et ce, en fonction de l’expérience d’exploitation et des pratiques exemplaires de l’industrie.

Les activités régulières de vérification de la conformité par la CCSN indiquent que la centrale de Darlington dispose d’un programme de radioprotection très efficace.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de répondre aux exigences réglementaires en matière de contrôle des dangers radiologiques à la centrale de Darlington.

Il n’y a eu aucun dépassement d’un seuil d’intervention en ce qui concerne la contamination de surface en raison des activités autorisées à la centrale de Darlington au cours de la période visée par le rapport.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’aucun incident important pour la sûreté ni aucune tendance négative concernant le contrôle des dangers radiologiques n’ont été détectés par les indicateurs d’incidents de contamination du personnel et de contamination non fixée.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de veiller à la protection des membres du grand public, conformément au Règlement sur la radioprotection. La dose estimée au grand public signalée pour la centrale de Darlington était de0,0006mSv, ce qui est bien en deçà de la limite de dose annuelle, qui est de1mSv.

3.2.1.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Santé et sécurité classiques à la centrale de Darlington respectait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale nucléaire a obtenu la cote de rendement «Satisfaisant», ce qui représente un recul par rapport à la cote «Entièrement satisfaisant» obtenue en 2015.

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants :

Rendement
Pratiques
Sensibilisation

Rendement

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents pour Darlington avait diminué de1,4 en 2015 à 0,7 en 2016, tandis que la fréquence des accidents avait légèrement diminué de 0,28 en 2015 à 0,22 en 2016. Le taux de gravité des accidents est inférieur à la moyenne du secteur nucléaire, et la fréquence des accidents pour la centrale de Darlington est la plus faible de toutes les centrales nucléaires canadiennes.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformité concernant la prévention et la réduction des risques d’entrée dans un espace confiné à la centrale de Darlington, qui ont été jugés comme ayant une importance moyenne sur le plan de la sûreté. Il a examiné le plan de mesures correctives élaboré par OPG pour y remédier et il l’a jugé acceptable. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la mise en œuvre des mesures correctives par OPG.

Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG respectait, à la centrale de Darlington, les dispositions pertinentes de la Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail et de la Loi sur les relations de travail de l’Ontario.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de maintenir un environnement de travail sûr et efficace à la centrale de Darlington. La centrale nucléaire était propre et en bon ordre, mais le personnel a remarqué certains cas où des matières en transit et de l’équipement étaient stockés de façon inappropriée. Le personnel de la CCSN a également relevé quelques cas de non-conformité peu importants pour la sûreté concernant la gouvernance par le titulaire du permis en ce qui a trait à l’équipement de protection individuelle et aux échafaudages. Il continuera de surveiller la mise en œuvre du plan de mesures correctives élaboré par OPG pour remédier à ces cas de non-conformité.

3.2.1.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Protection de l’environnement à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants :

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Système de gestion de l’environnement
Évaluation et surveillance
Protection du public
Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des émissions

Le personnel de la CCSN a constaté que tous les rejets radiologiques de la centrale de Darlington sont demeurés bien en deçà des limites réglementaires (voir la section 2.1.9). Les limites de rejet dérivées sont présentées à l’annexe F.

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a élaboré et mis en œuvre un programme efficace de gestion de l’environnement à Darlington afin d’évaluer les risques environnementaux liés à ses activités nucléaires et de s’assurer que celles-ci sont réalisées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance de l’environnement à la centrale de Darlington et a conclu que le public, les peuples autochtones et l’environnement à proximité du site sont protégés, et que les risques à leur égard sont raisonnables.

Protection du public

Les risques pour l’environnement, le public ou les peuples autochtones découlant de rejets de substances dangereuses provenant de la centrale de Darlington étaient raisonnables. Le personnel de la CCSN a observé que la dose de rayonnement annuelle au grand public déclarée pour cette centrale était demeurée très faible, soit à 0,06% de la limite de dose pour le grand public (voir la section 2.1.7).

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme efficace d’évaluation et de gestion des risques environnementaux à la centrale de Darlington, conformément aux exigences réglementaires.

Le personnel de la CCSN a examiné l’évaluation intitulée 2016 Darlington Nuclear Environmental Risk Assessment, présentée par OPG en novembre 2016. Conformément à la norme CSAN288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorieI et aux mines et usines de concentration d’uranium [26], cette évaluation a analysé le risque pour les récepteurs écologiques et humains pertinents, associés à l’exposition aux contaminants et facteurs de stress dus au site de Darlington et à ses activités. Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a pris les mesures adéquates pour évaluer les effets potentiels sur le grand public et l’environnement.

3.2.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des urgences et protectionincendie à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants :

Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN a conclu que Darlington continuait d’appuyer et de maintenir une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence classique.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de soutenir et de tenir à jour son organisation d’intervention d’urgence à Darlington, et qu’elle est conforme aux exigences réglementaires. OPG continue de soutenir les organisations d’intervention d’urgence hors site, et ses engagements envers celles-ci.

Le personnel de la CCSN continue de surveiller ce domaine dans le cadre du Programme de vérification de la conformité, et il a conclu que la centrale de Darlington continue d’appuyer et de maintenir une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence nucléaire.

Préparation et intervention en cas d’incendie

En 2016, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG ne répondait pas à certaines exigences réglementaires concernant la formation. OPG a pris des mesures immédiates afin de corriger ces non-conformités réglementaires de faible importance sur le plan de la sûreté, à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de vérification de la conformité des exercices d’incendie afin d’évaluer la capacité d’intervention du corps de pompiers industriel et il a constaté des non-conformités de faible importance sur le plan de la sûreté, et il a notamment observé que le déploiement des boyaux n’était pas idéal. OPG met en œuvre un plan de mesures correctives afin de remédier à ces cas de non-conformité.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait d’appuyer et de maintenir une vaste capacité d’intervention en cas d’incendie à la centrale de Darlington.

3.2.1.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des déchets à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants :

Caractérisation des déchets
Réduction des déchets
Pratiques de gestion des déchets
Plans de déclassement

Caractérisation, réduction des déchets et pratiques de réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets d’OPG à la centrale de Darlington dépassaient les attentes en matière de gestion des déchets radioactifs, notamment en ce qui concerne la caractérisation des déchets, leur réduction ainsi que leur manutention et leur stockage.

Plans de déclassement

OPG tient à jour des plans préliminaires de déclassement et les garanties financières consolidées pour toutes ses installations en Ontario, notamment la centrale de Darlington. Ces garanties sont examinées tous les cinq ans. Le plan préliminaire de déclassement actuel et la garantie financière, qui ont été acceptés par la Commission en2012, sont demeurés valides en2016. Le prochain plan préliminaire de déclassement d’OPG avec la garantie financière ont été reçues le 30 janvier 2017. Le personnel de la CCSN évalue actuellement le plan préliminaire de déclassement d’OPG. Les garanties financières révisées devraient être présentées à la Commission d’ici la fin de 2017.

3.2.1.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Sécurité à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants :

Installations et équipement
Arrangements en matière d’intervention (aucune observation importante à signaler)
Pratiques en matière de sécurité
Entraînements et exercices (aucune observation importante à signaler)

Bien qu’elle ne constitue pas un domaine particulier, la cybersécurité est devenue un sujet important qui mérite d’être abordé dans sa propre section.

Installations et équipement

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué d’assurer l’entretien de son équipement de sécurité en assurant la gestion de son cycle de vie à Darlington. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été déclarée en 2016. OPG a mis en place des processus pour prévenir adéquatement les incidents ayant trait à la sécurité et elle a amélioré le programme d’entretien préventif de Darlington. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a mis en place des procédures à la centrale de Darlington pour donner une orientation au personnel de sécurité dans tous les domaines relevant de ce domaine particulier. Toutefois, il y a eu des événements à déclaration obligatoire liés à un non-respect des procédures de sécurité. Des lacunes ont été relevées au chapitre de la sensibilisation à la sécurité. Toutefois, le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Cybersécurité

En 2016, OPG a présenté un plan de mise en œuvre visant à corriger les écarts entre l’actuel programme de cybersécurité à la centrale de Darlington et les exigences de la nouvelle norme CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs [27]. Aucun problème important n’a été relevé et OPG s’affaire à corriger les lacunes constatées. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le programme de cybersécurité jusqu’à ce que tous les jalons du plan de mise en œuvre soient parachevés. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès d’OPG à Darlington dans ce domaine.

3.2.1.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Garanties et non-prolifération à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les domaines particuliers suivants :

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Renseignements sur les activités et la conception
Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences en matière de comptabilité et de contrôle des matières nucléaires à Darlington, conformément au document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [29].

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

En 2016, l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a effectué une vérification du stock physique, une vérification des renseignements descriptifs et quatre inspections inopinées et elle a eu un accès complémentaire à la centrale de Darlington en 2016. Ces activités de vérification de la conformité visaient à confirmer qu’il n’y avait pas de matières ni d’activités nucléaires non déclarées. Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a fourni un accès et un soutien adéquats pour ces inspections.

Tous les résultats reçus de l’AIEA concernant ces inspections en 2016 pour la centrale de Darlington étaient satisfaisants.

Renseignements sur les activités et la conception

OPG a soumis à la CCSN, dans les délais prescrits, son programme opérationnel annuel pour Darlington de même que les mises à jour trimestrielles et la mise à jour annuelle, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA [28]. Dans tous les cas susmentionnés, les renseignements fournis répondaient à toutes les exigences de la CCSN concernant la présentation des renseignements.

OPG révise actuellement le questionnaire de l’AIEA sur les renseignements descriptifs pour la centrale de Darlington dans le but de refléter l’état actuel de l’installation et d’y inclure de l’information sur le projet de réfection.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a apporté un soutien adéquat aux activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA à la centrale de Darlington, y compris les travaux d’entretien et de réparation réalisés sur le système de surveillance intégrée du combustible VXI et de communication pour la surveillance à distance afin d’assurer une mise en œuvre efficace des mesures de garanties à cette centrale nucléaire.

3.2.1.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Emballage et transport à la centrale de Darlington répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants :

Conception et entretien des colis
Emballage et transport
Enregistrement aux fins d’utilisation

Conception et entretien des colis, emballage et transport et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG dispose d’un programme d’emballage et de transport à la centrale de Darlington qui garantit le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) [30] et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [31]. Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation est effectué de façon sécuritaire.

Un incident est survenu en février 2017. Quatre moteurs dont la contamination interne était passée inaperçue ont été expédiés de la centrale de Darlington à un atelier de réparation non autorisé. Les quatre moteurs avaient fait l’objet d’un examen visant à détecter la contamination et leur transfert avait été approuvé sans conditions en vue de leur expédition. Une fois la contamination détectée à l’atelier de réparation, des expéditeurs qualifiés ont emballé les quatre moteurs et le matériel contaminé et ils les ont réexpédiés à Darlington conformément aux procédures d’OPG et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015). OPG fait actuellement enquête sur cet incident pour éviter qu’il ne se reproduise. Le personnel de la CCSN continuera d’exercer une surveillance dans ce domaine.

3.2.2 Développements en matière de réglementation

3.2.2.1 Délivrance de permis

En décembre 2015, le permis d’OPG pour la centrale de Darlington a été renouvelé pour une période de dix ans. Il est valide jusqu’au 30 novembre 2025. Un manuel des conditions de permis a été remis au moment de la délivrance du permis.

Modifications au permis

Aucune modification n’a été apportée au permis de la centrale de Darlington en 2016. Des renseignements concernant la délivrance du permis pour la centrale de Darlington figurent dans le tableauG.3 de l’annexe G.

Modifications au MCP

Le MCP de la centrale nucléaire de Pickering a été révisé une fois entre mai 2016 et avril 2017 afin d’y apporter des modifications de nature administrative et technique. Les détails des modifications importantes sont présentés dans le tableauG.4 de l’annexeG. Ces modifications n’ont donné lieu à aucune modification non autorisée concernant la portée du permis et demeurent à l’intérieur du fondement d’autorisation.

3.2.2.2 Mises à jour sur les projets et initiatives d’importance

Réfection et prolongation de la durée de vie

À l’heure actuelle, le personnel de la CCSN mène des activités de surveillance et procède à des inspections de vérification de la conformité portant sur la réfection de la tranche 2, qui a été mise en arrêt à cette fin le 14 octobre 2016. Le personnel de la CCSN concentre ses activités de surveillance réglementaire sur les livrables prévus dans le Plan intégré de mise en œuvre (PIMO), lui-même mis en œuvre conformément à la condition de permis 15.3. Le PIMO approuvé par la Commission au cours du renouvellement du permis délègue au personnel le pouvoir d’accepter des modifications au calendrier selon le processus de contrôle des modifications et de clôture mentionné dans le MCP.

Plan intégré de mise en œuvre, condition de permis 15.3

Les travaux réalisés par OPG dans le cadre du PIMO progressent selon le calendrier, sauf pour ce qui est de la mise en œuvre des mesures correctives visant à remédier à deux lacunes relatives aux codes et de la mise en œuvre de trois des cinq possibilités d’amélioration à la sûreté (PIMO-EA 009). Ces éléments sont analysés plus en détail ci-dessous.

OPG a demandé six prolongations au calendrier prévu du PIMO. Le personnel de la CCSN a examiné ces demandes et les a acceptées conformément au processus de contrôle des modifications au PIMO mentionné dans le MCP. Les modifications au calendrier n’ont aucune incidence sur le calendrier de réalisation du PIMO dans son ensemble ni sur la sûreté nucléaire.

OPG a présenté en mars 2017 son rapport annuel sur les éléments du PIMO mis en œuvre en 2016. Le personnel de la CCSN examine actuellement ce rapport. Les éléments du PIMO sont clos uniquement lorsque le personnel de la CCSN confirme que chacun a répondu aux exigences réglementaires.

Le programme de suivi de l’évaluation environnementale pour la réfection de Darlington figure dans le PIMO aux points PIMO EA-010, EA-011, EA-012 et EA-013. Le personnel de la CCSN surveille ces éléments dans le cadre de la vérification de la conformité de la réfection. La CCSN, Environnement et Changement climatique Canada et OPG se sont entendus sur le programme de surveillance des rejets thermiques, qui est présenté au point EA-012 du PIMO, pendant la réfection et la poursuite de l’exploitation. Ce programme prend en compte les résultats de la recherche sur les effets des rejets thermiques sur les œufs du ménomini rond.

Possibilités d’amélioration de la centrale nucléaire

OPG s’est engagée à apporter plusieurs améliorations à la centrale nucléaire dans la foulée de l’évaluation environnementale dont elle a fait l’objet en 2012. Elle a par la suite intégré ces engagements dans le PIMO afin de regrouper toutes les activités de mise en œuvre.

Ces améliorations portent sur plusieurs éléments :

les modifications à la protection contre les surpressions dans le bouclier caisson (PSBC) des quatre tranches
le système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement
la troisième génératrice de secours
le système d’évacuation de la vapeur du bâtiment des turbines
le système d’eau de service d’urgence et les pompes à incendie à moteur diesel

Les améliorations au système d’évacuation de la vapeur du bâtiment des turbines et les modifications à la PSBC des tranches 3 et 4 ont été menées à bien.

Pour la tranche 1, les modifications à la PSBC seront apportées au cours de l’arrêt du printemps. Pour la tranche 2, elles le seront au cours de l’arrêt aux fins de réfection avant le redémarrage de la tranche conformément au calendrier du PIMO initial.

OPG accuse un retard en ce qui concerne le système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement, qui vise à améliorer le rendement de la centrale nucléaire pour les accidents hors dimensionnement. La mise en service finale de ce système devrait se faire avant le 30avril 2017, date qui a été acceptée par le personnel de la CCSN.

OPG accuse aussi un retard pour la troisième génératrice de secours. La construction est pratiquement terminée et les essais de mise en service sont en cours. La connexion finale à la centrale nucléaire et la mise en service finale dépendront de la disponibilité des bus de la centrale nucléaire.OPG a demandé une prolongation jusqu’au30juin2017.

Dans le cadre des projets portant sur le système d’eau de service d’urgence et les pompes à incendie, les travaux progressent conformément au calendrier du PIMO initial.

Les possibilités d’amélioration visent à renforcer la sûreté de la centrale nucléaire en ce qui concerne les accidents hors dimensionnement. Les retards dans leur réalisation ne sont pas jugés importants sur le plan de la sûreté. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Plan de remise en service et levée des points d’arrêt réglementaires, conditions de permis 15.2 et 15.4

La CCSN et OPG ont établi un protocole afin de préciser les exigences pour la remise en service de la tranche 2 et la levée des points d’arrêt réglementaires. Ce protocole est assez bien élaboré, mais il pourra être peaufiné au fur et à mesure que la réfection progressera. En outre, le plan de mise en œuvre sera plus détaillé. Le protocole prévoit des réunions périodiques pour suivre les progrès accomplis dans le dossier de la réfection.

Inspections de vérification de la conformité pendant les travaux de réfection

Un plan d’inspections pour la réfection de la tranche 2 est actuellement mis en œuvre. Il y a eu plusieurs inspections se rapportant à la réfection depuis l’entrée en vigueur du permis (PERP 13.00/2025) le 1^erjanvier 2016. La liste ci-dessous renferme deux inspections se rapportant à l’élaboration des travaux de réfection, qui ont été menées avant 2016. Les inspections qui ont été réalisées en 2016 sont également présentées à l’annexeH, et leurs conclusions ont été prises en compte dans les évaluations du rendement en matière de sûreté, décrites à la section 3.2.1.

Voici les inspections réalisées :

DRPD-A-2013-012, EIS – Évaluation de l’état de la centrale nucléaire (aux termes du permis précédent)
DRPD-2015-010, Surveillance et organisation des entrepreneurs (aux termes du permis précédent)
DRPD-2016-004, Contrôle des changements techniques pour la réfection
DRPD-2016-017, Inspection de sécurité du Bureau du projet de réfection et de l’entrepôt est
DRPD-2016-018, Gestion de la qualité et surveillance de l’exécution du projet
DRPD-2016-019, Mise en œuvre de la protection contre les surpressions dans les boucliers caissons aux tranches 3 et 4
DRPD-2016-022, Programmes de formation sur la surveillance et l’intégration pour la réfection
DRPD-2016-029, Vérification de la source froide et de l’état d’arrêt garanti du réacteur de la tranche 2
DRPD-2017-001, PAC–Vérification de la conformité: Système d’évacuation de la vapeur dans le bâtiment des turbines
DRPD-2017-002, Calendrier et planification des travaux de réfection
DRPD-2017-004, Déchargement en combustible de la tranche 2 en vue de sa réfection
DRPD-2017-005, Inspection visant le transport des marchandises dangereuses
DRPD-2017-007, Inspection de la santé et sécurité classiques
DRPD-2017-009, Mise à l’essai de l’enveloppe sous pression du confinement temporaire à la tranche 2

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG répondait aux exigences réglementaires applicables à la mise en œuvre des activités de réfection et à la réalisation des livrables prévus dans le PIMO.

Activités liées à la fin de l’exploitation commerciale et bilan périodique de la sûreté

Le 23 décembre 2015, la Commission a renouvelé le permis de la centrale de Darlington. Il s’agit du premier permis d’exploitation d’une période de dix ans délivré à une centrale nucléaire canadienne. Cette période d’autorisation a été accordée en raison du travail réalisé dans le cadre de l’examen intégré de la sûreté et des exigences récemment entrées en vigueur relativement aux bilans périodiques de la sûreté (BPS) qui sont énoncées dans le document REGDOC2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté [37].

L’objectif principal de ce REGDOC consiste à effectuer une évaluation exhaustive de la conception, de l’état et de l’exploitation d’une centrale nucléaire. Il s’agit d’un moyen d’obtenir une vue d’ensemble de la sûreté d’une centrale nucléaire et de la qualité de la documentation relative à la sûreté, et de déterminer les modifications raisonnables et pratiques permettant d’assurer la sûreté jusqu’au prochain BPS ou, le cas échéant, jusqu’à la fin de l’exploitation commerciale. Les BPS se sont révélés efficaces pour améliorer la sûreté et appuyer le renouvellement du permis puisqu’ils témoignent de l’amélioration continue de la sûreté d’une centrale nucléaire. La réalisation d’un BPS est considérée comme une évolution de la pratique actuelle, fondée sur les expériences passées avec les projets de prolongation de la durée de vie.

3.2.2.3 Mises à jour sur les questions d’importance en matière de réglementation

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

En août 2013, OPG a présenté au ministère des Pêches et des Océans (MPO) du Canada une demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches. Le MPO lui a accordé cette autorisation le 24 juin 2015. Selon le protocole d’entente conclu entre la CCSN et le MPO, il incombe au personnel de la CCSN de vérifier et de surveiller la conformité à l’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches. L’autorisation est assortie d’une condition qui oblige OPG à présenter des rapports au MPO et à la CCSN sur le plan de compensation. L’application de la Loi sur les pêches continue de relever du mandat du ministre des Pêches et des Océans du Canada.

La CCSN continuera de procéder à des examens documentaires et des vérifications périodiques sur le terrain pour assurer le respect des conditions de l’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches.

3.2.2.4 Communications

Rapports initiaux d’événement

Un rapport initial d’événement a été présenté pour la centrale de Darlington pour la période comprise entre le 1^erjanvier 2016 et le 30 avril 2017. On trouvera dans le tableau 24 les détails concernant ce rapport.

Tableau 24: Rapports initiaux d’événement pour la centrale de Darlington
Objet	Brève description
Moteurs contaminés expédiés à un fournisseur non autorisé (déclaré dans le document CMD 17-M11)	Le 3 février 2017, le personnel de la centrale de Darlington a expédié à un fournisseur non autorisé quatre moteurs électriques retirés du système de récupération de vapeur (enceinte de confinement/voûte) en vue de les faire réparer. À la centrale nucléaire, après avoir examiné les quatre moteurs pour détecter une contamination, on a approuvé leur transfert inconditionnel avant leur expédition. Le 10février, un employé du fournisseur a démonté les moteurs en présence d’un ingénieur d’OPG responsable des systèmes, d’un stagiaire d’OPG et d’un deuxième employé du fournisseur. Le premier moteur a été démonté sans incident. Lorsque le bouchon d’extrémité a été retiré du deuxième moteur, environ 0,5L d’eau tritiée (c.-à-d., 0,4 Ci/kg (14,8MBq/g)) s’est vidé du boîtier du moteur, mouillant légèrement l’ingénieur d’OPG et peut-être le premier employé du fournisseur. L’ingénieur responsable des systèmes a immédiatement mis fin aux travaux et a communiqué avec la centrale de Darlington pour obtenir de l’aide. Les troisième et quatrième moteurs n’ont pas été ouverts. OPG a envoyé des employés et des équipements pour décontaminer l’atelier. Il a par la suite été confirmé que l’atelier était exempt de toute contamination. Les quatre moteurs et le matériel contaminé ont été emballés et expédiés à la centrale nucléaire par des transporteurs qualifiés et conformément aux procédures d’OPG et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015). OPG fait actuellement enquête sur cet incident pour éviter qu’il ne se reproduise.Lorsque le titulaire de permis aura mené à bien le plan de mesures correctives, une mise à jour sera présentée à la Commission.

3.3 Pickering

La centrale nucléaire de Pickering est située sur la rive nord du lac Ontario, dans la municipalité de Pickering, en Ontario. Plus particulièrement, elle se trouve à 32 km au nord-est de Toronto et à 21 km au sud-ouest d’Oshawa. Ontario Power Generation (OPG) est propriétaire de l’installation.

L’installation nucléaire comprend 8 réacteurs CANDU. Les tranches 1, 2, 3 et 4 ont été mises en service en 1971. Ces tranches ont fait l’objet d’une fermeture temporaire volontaire en 1997 dans le cadre du programme d’amélioration nucléaire d’Ontario Hydro, qui était alors le titulaire de permis. Les tranches 2 et 3 ne sont pas en exploitation. En 2008, le combustible a été retiré de ces deux tranches, qui demeurent en état d’arrêt sûr. La tranche 4 a été remise en mode d’exploitation commerciale en septembre 2003 et la tranche 1, en novembre 2005.

Les tranches 5, 6, 7 et 8 de la centrale de Pickering sont exploitées de façon sûre depuis leur mise en service en 1983.

La capacité de production brute des réacteurs des tranches 1 et 4 est de 542 mégawatts électriques (MWé). Celle des réacteurs en exploitation des tranches 5 à 8 est de 540MWé.

3.3.1 Évaluation de la sûreté

L’évaluation de la sûreté réalisée en 2016 par le personnel de la CCSN à la centrale de Pickering a donné lieu aux cotes de rendement indiquées dans le tableau 25. À la lumière des observations et des évaluations du rendement pour les DSR, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Pickering a été exploitée de manière sûre. La cote intégrée de rendement pour la centrale nucléaire était «Entièrement satisfaisant» (ES), soit la même que celle de l’année précédente.

Tableau 25: Cotes de rendement de la centrale de Pickering, en 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Cote de rendement	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote intégrée de rendement	ES	SA
* Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada Remarques: Aucune information n’est présentée dans cette sous-section du rapport concernant les domaines particuliers des DSR pour lesquels les activités de vérification de la conformité effectuées par le personnel de la CCSN n’ont révélé aucun fait d’importance. L’information présentée ici est propre à la centrale nucléaire. Elle ne reflète pas les tendances générales (voir les observations se rapportant à l’ensemble des centrales nucléaires à la section 2).

3.3.1.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Système de gestion à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Système de gestion comprend les domaines particuliers suivants:

Système de gestion
Organisation
Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement (aucune observation importante à signaler)
Expérience d’exploitation (aucune observation importante à signaler)
Gestion des changements organisationnels
Culture de sûreté
Gestion de la configuration
Gestion des documents
Gestion des entrepreneurs (aucune observation importante à signaler)
Continuité des opérations

Système de gestion

OPG est passée de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5] à la norme N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [6] en 2016. Le personnel de la CCSN a examiné la documentation de gouvernance d’OPG et a relevé que certaines améliorations s’imposaient en ce qui concerne la documentation de la structure organisationnelle touchant la mise en œuvre du système de gestion. Le personnel de la CCSN entreprendra des activités de suivi afin de confirmer la mise en œuvre de la norme CSAN286‑F12.

Organisation

L’initiative de transformation opérationnelle d’OPG a été menée à bien. En janvier 2017, le personnel de la CCSN a réalisé une évaluation des rôles, des responsabilités et de l’organisation d’OPG. Cette inspection portait sur la documentation organisationnelle d’OPG touchée par l’initiative de transformation organisationnelle en ce qui concerne les rôles et responsabilités pour les programmes nucléaires et les programmes d’interface. Au cours de l’inspection, le personnel de la CCSN a constaté dans l’ensemble que l’organisation, les rôles et les responsabilités d’OPG soutenaient une exploitation sûre afin de limiter les risques pour la santé et la sécurité des personnes et l’environnement, et pour respecter les obligations internationales du Canada. Les résultats détaillés de l’inspection seront inclus dans le rapport de surveillance réglementaire pour 2017.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de suivre les processus établis à la centrale de Pickering pour l’autoévaluation de la culture de sûreté aux intervalles prévus. En 2016, OPG a élaboré un plan d’action à la lumière de son autoévaluation de la culture de sûreté menée à la centrale de Pickering en 2015. Le personnel de la CCSN surveillera la mise en œuvre du plan d’action. Le personnel de la CCSN est satisfait des efforts d’OPG visant à favoriser la culture de sûreté et l’autoévaluation.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a en place un système de gestion de la configuration pour Pickering qui répondait aux exigences réglementaires en 2016.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG répondait aux exigences en matière de gestion des documents à la centrale de Pickering.

Continuité des opérations

Au cours des activités de vérification de la conformité menées en 2016, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG répondait aux exigences réglementaires en matière de continuité des opérations à la centrale de Pickering. OPG a mis en place des plans de continuité des opérations adéquats pour gérer les événements mettant en cause des mesures syndicales.

3.3.1.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion de la performance humaine à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants:

Programme de performance humaine
Formation du personnel
Accréditation du personnel
Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
Organisation du travail et conception de tâches
Aptitude au travail

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’OPG répondait à toutes les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a en place un système de formation rigoureux et bien documenté qui repose sur l’approche systématique à la formation. La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à la centrale de Pickering répondait aux exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a examiné la documentation du programme de formation en ingénierie d’OPG. Des non-conformités mineures de faible importance sur le plan de la sûreté ont été relevées concernant la documentation des connaissances et des compétences, ainsi que les attitudes lors de la réalisation de certaines tâches. OPG a présenté un plan acceptable de mesures correctives pour ce programme de formation, et la date visée pour la réalisation de la dernière mesure est avril 2018. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme est bien défini et documenté, conformément à l’approche systématique à la formation.

Accréditation du personnel

OPG compte un nombre suffisant d’employés à la centrale de Pickering pour tous les postes nécessitant une accréditation, conformément aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN estime que les programmes d’OPG donnent l’assurance que le personnel accrédité à la centrale de Pickering possède les connaissances et les compétences voulues pour s’acquitter de ses tâches de façon sûre.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes pour les examens d’accréditation initiale et les tests de requalification visant le personnel accrédité de la centrale de Pickering répondaient aux exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a documenté les résultats de l’inspection de 2015 des examens d’accréditation initiale sur simulateur des opérateurs de réacteur aux tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN a également réalisé une inspection des tests de requalification sur simulateur aux tranches 1 et 4, et 5 à 8 de Pickering en 2016. Pendant la tenue des tests de requalification sur simulateur, le personnel de la CCSN a observé deux non-conformités de faible importance sur le plan de la sûreté (en ce qui concerne la disponibilité des dispositifs d’enregistrement des communications verbales et l’incapacité de l’équipe d’évaluation à respecter les règles de tenue de l’examen). OPG a élaboré et mis en œuvre des mesures correctives appropriées pour empêcher qu’une telle situation ne se reproduise.

Organisation du travail et conception des tâches

Effectif minimal

En 2016, le personnel de la CCSN a vérifié que Pickering répondait aux exigences du programme concernant l’effectif minimal d’OPG, lequel est basé sur le guide d’application de la réglementation de la CCSN G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorieI– Effectif minimal [33].

En 2016, il n’y a eu aucune infraction à l’égard des exigences relatives à l’effectif minimal à Pickering. La section 2.1.2 donne plus de détails sur l’effectif minimal.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les limites établies concernant le nombre d’heures de travail à la centrale de Pickering. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait de l’aptitude au travail des travailleurs à Pickering.

3.3.1.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conduite de l’exploitation à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants:

Réalisation des activités autorisées
Procédures
Rapports et établissement de tendances
Rendement de la gestion des arrêts
Paramètres d’exploitation sûre
Gestion des accidents et rétablissement (aucune observation importante à signaler)
Gestion des accidents graves et rétablissement

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué d’exploiter la centrale de Pickering avec un niveau élevé de rendement en matière de sûreté. OPG a exploité la centrale conformément à ses lignes de conduite pour l’exploitation et aux exigences opérationnelles de sûreté.

La centrale de Pickering a connu deux arrêts imprévus, un recul rapide de puissance et deux baisses contrôlées de puissance.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance ont été contrôlés adéquatement et que la réduction de la puissance a été actionnée adéquatement par les systèmes de régulation du réacteur. Le personnel de la CCSN a confirmé que le personnel de la centrale de Pickering avait suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives appropriées pour tous les événements.

Le personnel de la CCSN a constaté que les activités autorisées réalisées par OPG à Pickering respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires et les attentes en 2016.

Procédures

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a en place une structure de gouvernance pour veiller à ce que les procédures soient utiles et rédigées d’une manière cohérente. La centrale de Pickering dispose de documents énonçant clairement les attentes au chapitre de l’utilisation et de l’application des procédures, et d’un processus pour gérer les changements procéduraux.

Rapports et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a constaté que les rapports et les activités d’établissement de tendances d’OPG répondaient aux exigences réglementaires et aux attentes en 2016.

Rendement de la gestion des arrêts

Il y a eu un arrêt prévu et un arrêt imprévu aux tranches1 et 4 de Pickering. Il y a eu trois arrêts prévus et un arrêt imprévu aux tranches5 à 8 de Pickering.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de la gestion des arrêts par OPG à la centrale de Pickering répondait aux exigences réglementaires et aux attentes ou qu’il les dépassait en 2016.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a constaté que les paramètres d’exploitation sûre répondaient aux exigences réglementaires et aux attentes en 2016.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continue de maintenir un programme rigoureux de gestion des accidents graves à Pickering. Le programme a été mis en œuvre et sa structure organisationnelle définit clairement les rôles et responsabilités de tous les participants.

3.3.1.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Analyse de la sûreté à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants:

Analyse déterministe de la sûreté
Étude probabiliste de sûreté
Analyse de la criticité (aucune observation importante à signaler)
Analyse des accidents graves (aucune observation importante à signaler)
Gestion des dossiers de sûreté, y compris les programmes de R-D (aucune observation importante à signaler)

Analyse déterministe de la sûreté Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a en place un programme efficace et bien géré pour la réalisation des analyses déterministes de la sûreté. OPG continue de mettre en œuvre le document REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [12].

OPG a présenté le document sur l’identification et la classification des événements de mode commun ainsi que le fondement technique pour les centrales de Pickering. Il s’agit d’un projet clé pour la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1. Lorsqu’elle sera terminée, la nouvelle analyse sera intégrée dans les rapports de sûreté de Pickering. Le personnel de la CCSN examine actuellement ces documents.

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’analyse de la sûreté de Pickering prévoit des marges de sûreté efficaces, et qu’elle répondait aux critères d’acceptation de la CCSN établis pour assurer une exploitation sûre.

OPG a remédié adéquatement aux lacunes concernant le comportement de l’hydrogène dans l’enceinte de confinement. Au début de 2017, le personnel de la CCSN a accepté l’évaluation des accidents de dimensionnement réalisée par OPG selon laquelle les flammes fixes et les incidents multiples de combustion d’hydrogène sur l’équipement sont sans conséquence pour la centrale de Pickering. L’équipement requis continuerait de fonctionner après un accident de dimensionnement et la capacité de la centrale à fonctionner après un tel accident est assurée.

Étude probabiliste de sûreté

OPG respecte les exigences de la norme S294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [32] pour Pickering, et est en voie de mettre en œuvre, à la centrale de Darlington, le document REGDOC2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15] publié récemment. OPG devrait terminer l’application pilote de la nouvelle méthode d’EPS pour l’ensemble du site d’ici la fin de2017 (voir la section 3.3.2.3). La CCSN a constaté que le rendement d’OPG concernant les EPS à Pickering respectait ou dépassait les exigences réglementaires en 2016.

3.3.1.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conception matérielle à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants:

Gouvernance de la conception
Caractérisation du site (aucune observation importante à signaler)
Conception de l’installation (aucune observation importante à signaler)
Conception des structures
Conception des systèmes
Conception des composants

Gouvernance de la conception

Qualification environnementale

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de qualification environnementale est mis en œuvre à toutes les tranches de Pickering. OPG est tenue de maintenir la viabilité du programme conformément aux exigences réglementaires (en particulier la norme CSA N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU [17]) et son document directeur.

Conception de l’enveloppe sous pression

OPG continue de mettre en œuvre un programme complet portant sur les enveloppes sous pression à la centrale de Pickering. Ce programme répond aux exigences réglementaires.

Conception des structures

En 2016, le personnel de la CCSN a effectué une inspection portant sur la préservation du dimensionnement sismique à la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG répondait aux exigences réglementaires, exception faite de quelques lacunes mineures concernant la vérification des documents et le maintien d’une configuration de la centrale conforme aux documents de conception. OPG a présenté un plan de mesures correctives. Le personnel de la CCSN a jugé ce plan acceptable et en surveille la mise en œuvre.

Conception des systèmes

Systèmes d’alimentation électrique

En 2016, le personnel de la CCSN a effectué des examens documentaires, des inspections de vérification de la conformité aux tranches1 et 4 et l’examen des bilans périodiques de sûreté. À la lumière de ces activités, le personnel de la CCSN a conclu que les systèmes d’alimentation électrique à Pickering répondaient aux exigences réglementaires applicables.

Conception des composants

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG dispose d’un programme bien élaboré d’inspection du combustible nucléaire. En 2016, le rendement du combustible à la centrale de Pickering était acceptable. Le personnel de la CCSN estime le programme d’inspection du combustible d’OPG est rigoureux et qu’OPG est en mesure de gérer adéquatement ce dossier tout en exploitant la centrale nucléaire de façon sûre.

Câbles

En 2016, aucun problème concernant les câbles n’a été relevé lors des activités de vérification de la conformité (c.-à-d. examens documentaires, vérifications de la conformité aux tranches1 et 4, inspections des systèmes d’alimentation électrique et bilans périodiques de la sûreté). Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à Pickering répondait aux exigences réglementaires applicables.

3.3.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Aptitude fonctionnelle à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants:

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement
Entretien
Intégrité structurale
Gestion du vieillissement
Contrôle chimique (aucune observation importante à signaler)
Inspections et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement

Le personnel de la CCSN a conclu que l’aptitude fonctionnelle et la performance de l’équipement dans leur ensemble à la centrale de Pickering étaient satisfaisantes et répondaient aux exigences réglementaires.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à Pickering répondait aux exigences réglementaires énoncées dans le document RD/GD98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [35].

Tous les systèmes spéciaux de sûreté des tranches 1 et 4, et 5 à 8 de Pickering ont respecté leurs objectifs d’indisponibilité en 2016.

Entretien

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien de Pickering répondait aux exigences réglementaires et aux objectifs de rendement. Le taux d’achèvement moyen de l’entretien préventif pour les six tranches de Pickering était de85%.

Les retards relatifs à l’entretien des composants critiques en 2016 à Pickering sont présentés dans le tableau 26.

Les retards relatifs à l’entretien correctif des composants critiques et le nombre de reports relatifs à l’entretien préventif des composants critiques étaient plus élevés que la moyenne de l’industrie, mais ces deux valeurs se sont améliorées par rapport à2015. Les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient des composants critiques se sont également accrus, mais demeurent dans la moyenne de l’industrie. Le personnel de la CCSN surveille les mesures prises par OPG pour réduire le nombre de travaux d’entretien en retard en effectuant de façon régulière des examens documentaires et des inspections de vérification de la conformité. Un examen documentaire ciblé sera réalisé en 2017 pour confirmer les liens entre les retards d’entretien cumulés et le rendement des composants importants pour la sûreté. Le personnel de la CCSN est satisfait du taux d’achèvement des travaux d’entretien préventif et des retards relatifs aux travaux d’entretien à Pickering.

Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la tendance de ces indicateurs.

Tableau 26: Retards relatifs aux travaux d’entretien et reports relatifs aux composants critiques à la centrale de Pickering en 2016
Paramètre	Moyenne des ordres de travail par tranche	Tendance par rapport à 2015	Moyenne de l’industrie
Retards relatifs à l’entretien correctif	19	À la baisse	8
Retards relatifs à l’entretien déficient	109	À la hausse	111
Reports des travaux d’entretien préventif	110	À la baisse	38

Intégrité structurale

Les inspections des composants de l’enveloppe sous pression menées en 2016 ont indiqué qu’il n’y avait aucune dégradation, en cours d’exploitation, ayant une incidence sur l’exploitation sûre des tranches de la centrale de Pickering. OPG a fait des essais en pression positive sur les limites de confinement des tranches 4 et 8. Les taux de fuite étaient de 1,18%/h et de 0,38%/h pour ces tranches, respectivement, ce qui est bien inférieur aux limites de sûreté de 2,7%/h et de 2%/h. Le personnel de la CCSN a conclu que ces deux tranches répondaient aux critères d’acceptation de la norme CSA N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU[24].

Gestion du vieillissement

OPG a mis en œuvre un programme intégré de gestion du vieillissement à Pickering afin de s’assurer que l’état des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté est bien compris et que les activités requises sont en place pour veiller à leur intégrité à mesure que la centrale nucléaire vieillit. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme d’OPG respectait les exigences réglementaires.

OPG met actuellement à jour sa gouvernance et ses processus liés à la gestion du vieillissement afin de répondre aux exigences du document REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle: Gestion du vieillissement [20], dont la mise en œuvre complète est prévue d’ici la fin de 2017.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a en place à Pickering des programmes d’inspection périodique adéquats pour l’enceinte de confinement et les composants de l’enveloppe sous pression importants pour la sûreté.

Le personnel de la CCSN a surveillé la conformité aux exigences réglementaires pour les programmes d’inspection périodique établis pendant l’année et est arrivé à la conclusion que leur mise en œuvre répond à chaque exigence réglementaire.

3.3.1.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement, mais il a observé une tendance à la baisse pour certains domaines. La cote de rendement de la centrale nucléaire a reculé de «Entièrement satisfaisant» en 2015 à «Satisfaisant» en 2016.

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants:

Application du principe ALARA
Contrôle des doses des travailleurs
Rendement du programme de radioprotection
Contrôle des dangers radiologiques
Dose estimée au public

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a constaté qu’à la centrale de Pickering, OPG a continué de mettre en œuvre un programme bien défini et très efficace, dont les fondements reposent sur les pratiques exemplaires de l’industrie, afin de maintenir les doses au niveau ALARA. Les activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN ont confirmé qu’OPG avait recours à des initiatives ALARA, à la planification du travail ainsi qu’à la surveillance des doses et à la maîtrise du travail pour atteindre les cibles ALARA ambitieuses établies par OPG.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés à l’application du principe ALARA comprennent le suivi des valeurs de l’exposition collective aux rayonnements pour la centrale nucléaire. En 2016, les indicateurs de rendement en matière de sûreté trimestriels et de fin d’année déclarés par OPG, pour la centrale de Pickering, ont indiqué une tendance stable. Le personnel de la CCSN est satisfait des résultats globaux.

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de se conformer aux exigences réglementaires relatives à la mesure et à la consignation des doses reçues par les travailleurs à la centrale de Pickering. Les activités de vérification de la conformité courantes menées en 2016 ont montré que la centrale de Pickering avait un bon rendement dans le domaine du contrôle des doses reçues par les travailleurs. Les doses de rayonnement des travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection de Pickering. OPG a déclaré qu’un travailleur avait reçu une dose imprévue de tritium de 1,16 mSv au-dessus de la dose prévue au cours du premier trimestre de 2016 en raison des activités de décontamination découlant d’un déversement de modérateur. Il s’agissait d’un événement de faible importance pour la sûreté. Les données relatives aux doses individuelles et collectives pour les travailleurs de Pickering figurent à la section 2.1.7 et à l’annexeE.3.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté utilisés pour le contrôle des doses reçues par les travailleurs comprennent le suivi des doses reçues à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le contrôle des doses reçues par les travailleurs n’a fait l’objet d’aucune inspection ciblée en 2016, mais le personnel de la CCSN a observé une tendance à la baisse du rendement pour ce domaine d’après l’augmentation du nombre de constatations découlant des inspections de base, des incidents imprévus déclarés et des événements imprévus par rapport à 2015. Le personnel de la CCSN continuera de suivre les progrès réalisés par l’entreprise dans ce domaine.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection d’OPG répond aux exigences du Règlement sur la radioprotection. Le programme comprend des indicateurs pour surveiller le rendement du programme en matière de sûreté. Les documents du programme de radioprotection et les procédures à l’appui sont tenus à jour, et ce, en fonction de l’expérience en exploitation et des pratiques exemplaires de l’industrie.

Les activités courantes de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN indiquent que la centrale de Pickering est efficace pour ce qui est du rendement de son programme de radioprotection.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a observé, à Pickering, une tendance à la baisse en 2016 dans le domaine du contrôle des dangers radiologiques en raison de problèmes en cours concernant l’étalonnage des instruments et des cas de non-conformité aux procédures. En 2015, le personnel de la CCSN a relevé un cas de non-conformité aux exigences réglementaires en ce qui a trait à l’utilisation de moniteurs de rayonnement gamma de zone fixes et semi-portatifs qui n’avaient pas été étalonnés au cours des 12 mois précédents. Une inspection réactive a été effectuée en décembre 2016 (voir l’annexeH, Pickering, PRPD 2016-023) pour évaluer l’état d’avancement du plan de mesures correctives d’OPG visant à remédier à cette lacune. Elle a révélé que les moniteurs de rayonnement gamma de zone fixes en question n’avaient toujours pas été étalonnés, que l’on continuait de les utiliser et qu’OPG ne répondait pas aux exigences de son propre programme concernant les mesures compensatoires à prendre lorsque des moniteurs gamma de zone fixes et semi-portatifs ne sont pas disponibles. Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG avait pris des mesures correctives afin de se conformer à la réglementation et de respecter les exigences de son propre programme. Ce problème n’a entraîné aucune exposition imprévue ni aucun dépassement d’un seuil d’intervention ou d’une limite de dose réglementaire.

Il n’y a eu aucun dépassement d’un seuil d’intervention en ce qui concerne la contamination de surface en raison des activités autorisées à la centrale de Pickering en 2016.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’aucun incident important sur le plan de la sûreté n’avait été relevé par les indicateurs de rendement en matière de sûreté concernant la contamination du personnel et la contamination non fixée.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de veiller à la protection des membres du grand public, conformément au Règlement sur la radioprotection. La dose estimée au grand public signalée pour la centrale de Pickering était de 0,0015 mSv, bien en deçà de la limite de dose annuelle, qui est de 1 mSv (voir la section 2.1.7).

3.3.1.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Santé et sécurité classiques à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants:

Rendement
Pratiques
Sensibilisation

Rendement

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents à Pickering n’avait pas changé (0,5) de 2015 à 2016. La fréquence des accidents a augmenté de 0,43 en 2015 à 0,66 en 2016, en raison d’une augmentation du nombre de blessures nécessitant des soins médicaux et n’ayant pas entraîné de perte de temps. Le nombre d’incidents ayant entraîné une perte de temps n’a pas changé entre 2015 et 2016. Les indicateurs de rendement en matière de sûreté pour le taux de gravité des accidents et la fréquence des accidents à Pickering ont été jugés acceptables par le personnel de la CCSN.

Pratiques et sensibilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait dépassé les exigences relatives aux pratiques et à la sensibilisation à Pickering en 2016.

Le personnel de la CCSN a constaté qu’à la centrale de Pickering, OPG était conforme aux dispositions pertinentes de la Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail et de la Loi sur les relations de travail de l’Ontario.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG maintient un environnement de travail sûr et efficace à la centrale de Pickering, tel que démontré dans les nombreuses constatations positives découlant d’inspections. Les améliorations continues comprenaient l’installation et la gestion active de nouveaux détecteurs d’hydrazine dans l’air. Ces détecteurs ont un temps de réponse et une capacité de surveillance meilleurs, ce qui contribue davantage à la sécurité des travailleurs. OPG a tenu des réunions quotidiennes à Pickering en 2016. À l’occasion de ces réunions, les enjeux principaux et nouveaux points touchant la sécurité, la performance humaine et les questions opérationnelles ont été discutés, documentés et largement communiqués. Les questions traitées lors de ces réunions ont amélioré la sensibilisation à la sécurité à Pickering.

3.3.1.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Protection de l’environnement à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants:

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Système de gestion de l’environnement
Évaluation et surveillance
Protection du public
Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des émissions

Le personnel de la CCSN a observé que tous les rejets radiologiques de Pickering demeuraient bien en deçà des limites réglementaires. À l’exception d’un rejet liquide radiologique qui a dépassé le seuil d’intervention pour le rayonnement bêta-gamma brut à Pickering sur un mois, les émissions atmosphériques et les rejets liquides étaient inférieurs à leurs seuils d’intervention respectifs (voir la section 2.1.9 pour de plus amples renseignements et données).

OPG remédie actuellement aux lacunes concernant son programme de contrôle des effluents et des émissions. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la mise en œuvre du plan de mesures correctives d’OPG. Ces préoccupations visaient le dépassement des limites d’approbation de la conformité environnementale pour la morpholine, et la surveillance ou l’estimation des rejets de radionucléides. Dans les deux cas, on s’attend à ce qu’OPG règle ces aspects préoccupants en 2017.

On trouvera à l’annexe F les limites de rejet dérivées fixées pour la centrale de Pickering.

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a élaboré et mis en œuvre un programme de gestion de l’environnement efficace à Pickering afin d’évaluer les risques environnementaux liés à ses activités nucléaires et de s’assurer que celles-ci sont réalisées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale à Pickering et a confirmé que le risque pour le public, les peuples autochtones et l’environnement était raisonnable.

Protection du public

À la centrale de Pickering, il y a eu un rejet de substance dangereuse dépassant la limite réglementaire applicable (soit un rejet de morpholine supérieur à la limite réglementaire provinciale). Le personnel de la CCSN a confirmé que le rejet n’avait présenté aucun risque pour l’environnement aquatique. La centrale de Pickering n’a déclaré aucun autre dépassement des limites réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN a constaté que la dose de rayonnement annuelle au grand public déclarée attribuable à Pickering était demeurée très faible, soit à 0,15% de la limite de dose au grand public (voir la section 2.1.7).

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a estimé qu’OPG a continué de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme efficace d’évaluation et de gestion des risques environnementaux à la centrale de Pickering, conformément aux exigences réglementaires applicables.

En 2014, OPG a réalisé une évaluation des risques environnementaux (ERE) pour le site nucléaire de Pickering. Elle a mis à jour cette ERE grâce aux données de surveillance environnementale recueillies de 2011 à 2015, et a présenté à la CCSN l’évaluation mise à jour en avril 2017. Le personnel de la CCSN examine actuellement l’ERE mise à jour conformément aux exigences de la norme CSA N288.6‑F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [26].

3.3.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des urgences et protection-incendie à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants:

Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN a conclu que Pickering continuait d’appuyer et de tenir à jour un plan complet de préparation et d’intervention en cas d’urgence classique.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé que la centrale de Pickering continuait d’appuyer et de tenir à jour son organisation d’intervention d’urgence, et est conforme aux exigences réglementaires. OPG a continué de soutenir les organisations d’intervention d’urgence hors site, et ses engagements envers celles-ci.

Le personnel de la CCSN continuera de surveiller ce domaine dans le cadre du programme de vérification de la conformité, et il estime que la centrale de Pickering continue d’appuyer et de maintenir une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence nucléaire.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de vérification de la conformité des exercices d’incendie à la centrale de Pickering en 2016 afin d’évaluer la capacité d’intervention de la brigade d’incendie industrielle. Au cours de l’inspection, le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté relativement aux exigences en matière de formation annuelle pour les évaluations médicales et les tests de performance physique liée au travail (conformément aux normes NFPA 600-05 et CSA N293-07). OPG a immédiatement pris des mesures compensatoires afin de corriger les non-conformités réglementaires, à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Pickering continuait d’appuyer et de maintenir une capacité d’intervention complète en cas d’incendie.

3.3.1.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des déchets à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale nucléaire a obtenu la cote de rendement «Entièrement satisfaisant», soit la même cote que l’année précédente.

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants:

Caractérisation des déchets
Réduction des déchets
Pratiques de gestion des déchets
Plans de déclassement

Caractérisation et réduction des déchets et pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets d’OPG à la centrale de Pickering répondaient aux attentes de la CCSN en matière de gestion des déchets radioactifs, notamment au chapitre de la caractérisation des déchets, de leur réduction ainsi que de leur manutention et de leur stockage.

Plans de déclassement

OPG tient à jour des plans préliminaires de déclassement et les garanties financières consolidées pour toutes ses installations en Ontario, y compris Pickering. Ces garanties sont examinées tous les cinq ans. Le plan préliminaire de déclassement et la garantie financière, qui ont été acceptés par la Commission en2012, sont demeurés valides en2016. Le plus récent plan préliminaire de déclassement d’OPG avec la garantie financière ont été reçues le 30 janvier 2017. Le personnel de la CCSN évalue actuellement le plan préliminaire de déclassement d’OPG. La garantie financière révisée devrait être présentée à la Commission d’ici la fin de 2017.

3.3.1.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Sécurité à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants:

Installations et équipement
Arrangements en matière d’intervention
Pratiques en matière de sécurité
Entraînements et exercices (aucune observation à signaler)

Bien qu’elle ne constitue pas un domaine particulier, la cybersécurité est également devenue un sujet important qui mérite d’être abordé dans sa propre section.

Installations et équipement

En 2016, le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait continué de maintenir son équipement de sécurité par la gestion du cycle de vie à Pickering. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été déclarée en 2016. OPG a en place des processus pour prévenir adéquatement les événements de sécurité et a amélioré le programme d’entretien préventif de Pickering. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine.

Arrangements en matière d’intervention

À la lumière des activités de vérification de la conformité réalisées, le personnel de la CCSN a conclu que des éléments de ce domaine n’atteignaient pas pleinement les objectifs de rendement. Ces constatations touchaient les domaines de la formation et du processus décisionnel. Pickering met actuellement en œuvre des mesures correctives afin de régler ces lacunes d’ici le 30mars2018, et le personnel de la CCSN continuera de surveiller le parachèvement de ces mesures correctives. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG dispose de procédures à Pickering afin de donner une orientation au personnel de sécurité sur les pratiques de sécurité. Cependant, il y a eu à cet égard, plusieurs événements répétés à déclaration obligatoire liés au non-respect des procédures de sécurité. La vigilance des employés laissait à désirer en matière de sensibilisation à la sécurité. Malgré cela, le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Cybersécurité

En 2016, OPG a présenté un plan de mise en œuvre visant à corriger les écarts entre l’actuel programme de cybersécurité à Pickering et les exigences de la nouvelle norme de la CSA N290.7-14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs[27]. Aucun problème important n’a été relevé et OPG s’attache à corriger les lacunes constatées. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le programme de cybersécurité à Pickering jusqu’à ce que tous les jalons du plan de mise en œuvre soient parachevés. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès d’OPG réalisés à Pickering dans ce domaine.

3.3.1.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Garanties et non‑prolifération à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les domaines particuliers suivants:

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Renseignements sur les activités et la conception
Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences en matière de comptabilité et de contrôle des matières nucléaires à Pickering, conformément au document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [29].

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a effectué une inspection aléatoire avec bref préavis, une vérification du stock physique, une vérification des renseignements descriptifs et trois inspections inopinées à la centrale de Pickering en 2016. Ces activités de vérification de la conformité visaient à confirmer qu’il n’y avait pas de matières ni d’activités nucléaires non déclarées. Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a fourni un soutien adéquat pour ces inspections.

Tous les résultats d’inspections reçus de l’AIEA en 2016 pour la centrale de Pickering étaient satisfaisants.

Renseignements sur les activités et la conception

OPG a soumis à la CCSN, dans les délais prescrits, son programme opérationnel annuel pour Pickering de même que les mises à jour trimestrielles et la mise à jour annuelle, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA [28]. Dans tous les cas susmentionnés, les renseignements fournis répondaient à toutes les exigences de la CCSN concernant la présentation des renseignements.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a apporté un soutien adéquat aux activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA, y compris les travaux d’entretien et de réparation réalisés sur le système de surveillance intégrée du combustible VXI afin d’assurer une mise en œuvre efficace des mesures de garanties à la centrale nucléaire de Pickering.

3.3.1.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Emballage et transport à la centrale de Pickering répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants:

Conception et entretien des colis
Emballage et transport
Enregistrement aux fins d’utilisation

Conception et entretien des colis, emballage et transport et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG dispose d’un programme d’emballage et de transport à la centrale de Pickering qui garantit le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) [30] et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [31]. OPG a continué de mettre ce programme en œuvre en 2016. Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation se fait de manière sûre.

3.3.2 Développements en matière de réglementation

3.3.2.1 Délivrance de permis

Le permis d’exploitation de réacteurs de puissance pour la centrale de Pickering expirera le 31 août 2018. En mai 2016, OPG a fait part à la CCSN de son intention de demander le renouvellement du permis de Pickering pour une période de dix ans. Le personnel de la CCSN a informé l’entreprise des exigences associées à la demande de renouvellement et lui a demandé de présenter sa demande au plus tard le 31 août 2017. Le personnel de la CCSN prévoit que la Partie 1 de l’audience sur le renouvellement du permis se tiendra à Ottawa en avril 2018 et la Partie 2, à Pickering en juin 2018.

Modifications au permis

Le permis d’exploitation de la centrale de Pickering a été modifié une fois entre le 1^ermai 2016 et le 30 avril 2017. OPG a demandé de modifier le permis pour ajouter une activité autorisée sous la partie IV – Activités autorisées. La modification visait à permettre à la centrale de Pickering de posséder, de transférer, de gérer et de stocker de l’eau lourde provenant d’autres installations nucléaires. Autorisée à l’issue d’une audience abrégée, la modification est entrée en vigueur le 29 septembre 2016. On trouvera à l’annexeG plus de détails sur cette modification.

Modifications au MCP

Le MCP de la centrale de Pickering a été révisé une fois entre mai 2016 et avril 2017 pour y ajouter des modifications de nature administrative et technique. Des détails sur les changements importants sont présentés à l’annexeG. Ces changements n’ont pas donné lieu à une modification non autorisée de la portée du permis et demeurent à l’intérieur du fondement d’autorisation.

3.3.2.2 Mises à jour sur les projets et initiatives d’importance

Bilan périodique de la sûreté

OPG réalise actuellement un bilan périodique de la sûreté (BPS) en vue de prolonger l’exploitation des six tranches en exploitation de la centrale de Pickering après 2020. Ce BPS est fondé sur les évaluations antérieures, qu’il met à jour. Ces évaluations comprennent l’examen intégré de la sûreté de 2009 pour la réfection des tranches 5 à 8 de Pickering, l’évaluation de la sûreté menée pour la remise en service des tranches 1 et 4 de Pickering et des éléments communs à Pickering tirés de l’examen intégré de la sûreté de 2014 réalisé pour la réfection de la centrale de Darlington. Les résultats du BPS seront utilisés pour étayer la demande de renouvellement du permis de Pickering (qui expire en août 2018), pour une période de 10ans.

Examen de la sûreté de l’exploitation

À l’automne 2016, OPG a pris part à un examen de la sûreté de l’exploitation dirigé par l’équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation (OSART) de l’AIEA. Le programme OSART, mis en place en 1982, offre aux pays une tribune pour mettre en commun les pratiques exemplaires et favoriser l’amélioration continue. L’équipe OSART est indépendante d’OPG et de la CCSN. Son processus d’examen de la sûreté de l’exploitation repose sur les normes de l’AIEA. L’équipe a relevé plusieurs pratiques exemplaires qui seront communiquées à l’industrie nucléaire mondiale, entre autres:

Parrainer un programme d’éducation et de leadership dans la collectivité qui mobilise des partenaires, par exemple une université et un groupe de théâtre locaux. Ce programme prévoit notamment le mentorat d’étudiants du secondaire et d’autres éléments, et offre à la centrale nucléaire une tribune pour renseigner la population sur ses activités tout en favorisant la sensibilisation à l’environnement.
Élaborer un programme efficace afin de gérer les stocks de pièces de rechange pour l’équipement vieillissant en prenant en compte l’exploitation à long terme et la transition éventuelle vers le déclassement.
Veiller à ce que des comprimés d’iode soient distribués aux nouveaux résidents qui s’établissent à proximité de la centrale nucléaire.

Les recommandations et les suggestions formulées par l’équipe OSART visent à améliorer les pratiques sûres déjà en place. Certaines recommandations donnent lieu à l’élaboration et à la mise en œuvre de nouvelles exigences réglementaires (p. ex. celles énoncées dans les documents d’application de la réglementation portant sur les BPS et l’aptitude fonctionnelle).

Les pratiques exemplaires relevées par l’équipe OSART seront maintenues par OPG et portées à l’attention des autres pays dans le cadre des futurs examens de l’équipe OSART.

On trouvera sur le site Web de la CCSN plus d’information sur les missions OSART, notamment celles menées à la centrale de Pickering.

3.3.2.3 Mises à jour sur les questions d’importance en matière de réglementation

Mise à jour annuelle en réponse à la demande de la Commission à la suite de l’audience de 2014 concernant les points d’arrêt à la centrale de Pickering

À la suite de l’approbation par la CCSN, en 2014, de la demande d’OPG visant à lever le point d’arrêt lié au permis d’exploitation de Pickering, le personnel de la CCSN et OPG se sont engagés à présenter des mises à jour annuelles sur l’aptitude fonctionnelle des composants majeurs, le plan d’atténuation des risques ainsi que les objectifs de sûreté et la méthode d’EPS pour l’ensemble du site. Les détails relatifs à chacun de ces éléments sont fournis ci-dessous.

1. Mise à jour sur l’aptitude fonctionnelle des composants majeurs

Le 24 février 2017, OPG a présenté son rapport sommaire annuel sur l’aptitude fonctionnelle des composants majeurs de Pickering. OPG inspecte chacune des tranches en exploitation tous les deux ans environ pendant des arrêts prévus. Dans le cadre de ces inspections, OPG examine des échantillons sélectionnés de tous les composants majeurs (canaux de combustible, conduites d’alimentation et générateurs de vapeur). Les tranches 4, 7 et 8 ont fait l’objet d’inspections en 2016.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la situation actuelle concernant l’aptitude fonctionnelle des composants majeurs à la centrale de Pickering et confirme que les exigences réglementaires de la CCSN sont respectées.

Canaux de combustible

Une déformation induite par irradiation provoque un allongement axial dans les tubes de force. Compte tenu des taux d’allongement actuels et des stratégies d’entretien offertes, on estime que les limites d’allongement axial ne seront pas atteintes avant la fin de la durée de vie de la centrale nucléaire.

La dilatation diamétrale des tubes de force causée par le fluage induit par l’utilisation en service peut avoir une incidence sur les marges de conception et les valeurs seuil de déclenchement de la protection contre les surpuissances neutroniques. C’est la raison pour laquelle elle fait l’objet d’une surveillance. À l’heure actuelle, on estime que les limites de dilatation diamétrale ne seront pas atteintes avant 300000 heures équivalentes pleine puissance, soit après la fin de la durée de vie de la centrale de Pickering.

La pénétration de l’hydrogène dans le matériau du tube de force influe sur sa résistance à la fracture, laquelle influe en retour sur sa résistance aux défaillances causées par des fissures lorsque celles-ci se forment. Vu l’estimation actuelle des taux d’absorption de l’hydrogène, la limite de 80 parties par million utilisée pour établir les paramètres opérationnels de température et de pression pour les tranches de Pickering ne sera pas dépassée au cours de la durée de vie prévue des tranches. OPG prélève par grattement des échantillons de tubes afin de surveiller l’absorption d’hydrogène.

Les canaux de combustible de la centrale de Pickering munis de ressorts expandeurs lâches ont continué de permettre le déplacement des espaceurs. C’est pourquoi OPG surveille cette lacune en menant des inspections approfondies afin de déterminer les exigences concernant le repositionnement des ressorts expandeurs. On s’attend à ce que cela permette de réduire le déplacement des espaceurs de manière à maintenir le dégagement requis entre les tubes de force et les tubes de calandre. Le personnel de la CCSN continue de faire le suivi de ces questions avec OPG.

Conduites d’alimentation

L’épaisseur des parois des conduites d’alimentation diminue pendant l’exploitation, en raison de divers mécanismes de corrosion, en particulier la corrosion accélérée par l’écoulement. Grâce à des activités d’inspection, OPG a confirmé que les trois conduites de plomb restantes présentaient une épaisseur de paroi suffisante pour maintenir leur intégrité structurale pendant le prochain cycle d’exploitation. OPG se dit convaincue que les conduites d’alimentation de la centrale de Pickering conserveront leur aptitude fonctionnelle pendant l’exploitation continue prévue des centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN a examiné la présentation d’OPG et est d’accord avec l’évaluation et les conclusions d’OPG.

Générateurs de vapeur

OPG a mené une évaluation et confirmé qu’aucun générateur de vapeur à Pickering n’excède les limites d’obturation des tubes et que des marges suffisantes existent pour l’exploitation future de ces générateurs. Une obturation excessive des tubes peut entraîner des problèmes d’exploitation comme la réduction de la puissance des réacteurs, mais il n’y a aucune inquiétude à avoir pour la sûreté. Aucune fuite d’un tube de générateur de vapeur en cours d’utilisation n’a été détectée dans les tranches de la centrale de Pickering depuis 2001. Le personnel de la CCSN a examiné les documents d’OPG et est d’accord avec l’évaluation et les conclusions d’OPG.

Un nouveau mécanisme de dégradation des tubes a été observé au cours des inspections des générateurs de vapeur de la tranche 4 réalisées en 2016. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a pris les mesures nécessaires;elle a notamment retiré les tubes pour procéder à un examen métallurgique afin de caractériser le mécanisme de dégradation et d’évaluer les modifications à apporter aux stratégies de gestion du vieillissement. En outre, OPG a demandé l’acceptation réglementaire d’une mesure prise en réponse aux résultats des inspections couvrant une seule année d’exploitation. La tranche 4 a été mise en arrêt de nouveau en janvier 2017 pour des inspections récurrentes des tubes des générateurs de vapeur. D’après l’information actuelle, la CCSN a conclu que la réponse d’OPG à ce résultat d’inspection était appropriée et qu’il est possible de gérer le mécanisme de dégradation pendant l’exploitation continue des générateurs de vapeur de la tranche 4 en vue d’assurer le maintien de son exploitation sûre. Les activités de surveillance réglementaire concernant cette constatation issue du programme d’inspection se poursuivent.

2. Plan d’atténuation des risques à la centrale de Pickering

Le 27 février 2017, OPG a présenté son rapport annuel sur les progrès réalisés en ce qui concerne la mise en œuvre du plan d’atténuation des risques pour la centrale de Pickering de même que l’élaboration des objectifs de sûreté et de la méthode d’EPS s’appliquant à l’ensemble du site.

Dans le cadre de la mise en œuvre du plan d’atténuation des risques, OPG a présenté un rapport qui décrit en détail la phrase 1 de l’EPS incendie qui modélise des améliorations et une quantification des risques pour les tranches1 et 4 de Pickering. La phase 1 comprend des améliorations de la modélisation des feux d’huile dans les turboalternateurs, de la modélisation des feux d’hydrogène dans les turboalternateurs et de la modélisation d’autres scénarios d’incendie.

Dans le rapport, les résultats de la phase 1 montrent qu’une réduction importante des risques est atteinte grâce à l’amélioration des analyses des risques d’incendie. Par rapport au plan d’atténuation des risques de 2015, la fréquence des dommages au cœur et la fréquence des grandes émissions (FGE) ont diminué respectivement de 27 et de 40%.

Pour la phase 2 du projet, la portée des travaux sera élargie afin de couvrir des améliorations supplémentaires, par exemple une mise à jour de la fréquence de naissance d’incendies dans les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering.

Les résultats de la phase 2 devraient être communiqués à la CCSN au cours de la prochaine mise à jour du plan d’atténuation des risques.

De plus, OPG a relevé certains éléments à étudier qui pourraient réduire encore plus la FGE en cas d’événements internes et la fréquence des dommages graves au cœur causés par un incendie:

Étudier la réduction de la FGE grâce à des modifications apportées à l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU). Lorsque les modifications de la phase 2 à l’EAU 2 seront terminées, une capacité supplémentaire (par exemple le recours à des refroidisseurs de bâtiment et à un système d’évacuation d’air filtré) sera disponible afin de renforcer la capacité d’éliminer l’apport d’énergie dans l’enceinte de confinement.
Étudier les avantages découlant d’un déploiement précoce de l’EAU pour les accidents touchant une seule ou plusieurs tranches, ce qui devrait prévenir une défaillance prématurée de la calandre (rétention dans la cuve réussie). En créditant la rétention dans la cuve, on réduira la fréquence des grandes émissions.
Envisager une pompe d’EAU qui aspire hors du bâtiment de la turbine pour les dangers hypothétiques susceptibles de créer un environnement hostile qui pourrait empêcher le déploiement de l’EAU. Aussi, envisager des mises à niveau supplémentaires de l’EAU, par exemple de nouvelles pompes (exclusivement pour les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering) pour une eau d’appoint rapide au modérateur en cas d’urgence. Les modifications qu’OPG s’est engagée à apporter et qui ne peuvent être mises en œuvre sur le terrain avant 2018 seront présentées sous la forme d’une analyse de la sensibilité dans la mise à jour 2018 de l’EPS incendie et séisme, conformément à la norme S-294.

OPG prévoit documenter les résultats dans la mise à jour de 2018 de l’EPS de Pickering, conformément à la norme S‑294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [32].

Le personnel de la CCSN a examiné le rapport d’étape d’OPG et a conclu que toutes les atténuations des risques prévues avaient été menées à bien au plus tard le 31décembre 2016, sauf l’élément associé à la conception et à la mise en œuvre de l’amélioration de l’EAU de la phase I et de l’EAU de la phase II. Cet élément devrait être mené à bien d’ici la fin de 2017.

Le personnel de la CCSN est satisfait de l’état d’avancement actuel de la mise en œuvre des mesures d’atténuation des risques et reconnaît que ces mesures d’atténuation permettront de réduire davantage le risque à la centrale nucléaire.

Le tableau 27 ci-dessous indique en détail les mesures d’atténuation des risques physiques et analytiques qui ont progressé en 2016.

Tableau 27: Détails de la mise à jour sur l’atténuation des risques à la centrale de Pickering en février 2017
Description de l’amélioration	Amélioration physique ou analytique	Échéancier et état d’avancement d’après la mise à jour de février 2017
Modifications à l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (améliorations de la phase I, p. ex. raccord rapide, et de la phase II)	Physique	Phase I – Achevée Amélioration de la phase I et phase II en cours, conformément au plan et à l’échéancier fournis pour la clôture de la mesure 1.7.1 à prendre relativement à Fukushima. Le plan a déjà été présenté à la CCSN.
Mise à jour du calcul de réduction des risques pour toutes les améliorations qu’OPG s’est engagée à apporter	Analytique	Terminé OPG a terminé la phase 1 de l’EPS incendie qui modélise des améliorations et la quantification des risques pour les tranches 1 et 4 à Pickering. Les résultats montrent une réduction appréciable des risques après la prise en compte des nouveaux modèles d’incendie et des nouvelles données sur les risques d’incendie. La requantification détaillée des risques pour toutes les améliorations physiques et analytiques seront présentées dans les mises à jour des EPS des tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering en 2017 et des tranches 1 et 4 en 2018.

3. Mise à jour des objectifs de sûreté et de la méthode d’EPS s’appliquant à l’ensemble du site

Il y a lieu de noter que l’industrie élabore actuellement une EPS pour l’ensemble d’un site, ce qui constitue un progrès de pointe dans ce domaine. Le plan d’OPG pour l’élaboration d’une EPS pour l’ensemble du site ou d’une méthode d’EPS pour l’ensemble du site demeure inchangé. Le travail sera réalisé en trois phases:

Phase A: cadre des objectifs de sûreté
Phase B: études de regroupement des risques
Phase C: essai de l’EPS pour l’ensemble du site (pour Pickering, la date d’achèvement cible est 2017)

En 2016, les travaux ont progressé en collaboration avec l’industrie, et la CCSN a été informée des résultats et de l’état d’avancement. OPG lui a présenté son approche et les scénarios d’essai préliminaires pour l’étude sur le regroupement des risques.

OPG continuera d’informer le personnel de la CCSN au sujet des progrès et des résultats de l’EPS pour l’ensemble du site de Pickering et elle travaille avec l’industrie afin de fournir à la CCSN les résultats préliminaires d’ici la fin de 2017.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

En mars 2016, OPG a fait connaître son intention de demander une autorisation en vertu de l’article 35 de la Loi sur les pêches pour la centrale de Pickering. OPS prévoit présenter la demande au MPO d’ici la fin de juin 2017. En règle générale, le Ministère a besoin de cinq mois pour évaluer la demande et accorder l’autorisation.

Impaction des poissons à la prise d’eau

OPG a mis en place un filet saisonnier servant de barrière afin de réduire le taux de mortalité des poissons attribuable à l’impaction. En 2016, pendant toute l’année, OPG a continué de surveiller le dénombrement des poissons dans des cages grillagées ainsi que le fonctionnement du filet saisonnier afin d’en confirmer l’efficacité. D’après les résultats préliminaires, l’impaction du poisson a touché en 2016 une biomasse d’environ 1035kg. Il s’agit du taux d’impaction annuel le plus faible depuis le début de la surveillance du filet de retenue en 2010. Cependant, en 2015, un seul événement d’impaction du poisson survenu à Pickering a touché une biomasse d’environ 5400 à 6400kg en raison du bris partiel du filet.

Après l’événement de 2015, OPG a entrepris plusieurs mesures correctives qui ont déjà été menées à bien. Le personnel de la CCSN continuera de suivre les progrès réalisés dans ce domaine.

3.3.2.4 Communications

Rapports initiaux d’événement

Aucun rapport initial d’événement n’a été présenté pour la centrale de Pickering pour la période comprise entre janvier 2016 et avril 2017.

3.4 Point Lepreau

La centrale nucléaire de Point Lepreau est située sur la péninsule Lepreau, à 40 km au sud-ouest de la ville de Saint John, au Nouveau-Brunswick. La Société d’énergie nucléaire du Nouveau-Brunswick (Énergie NB) est propriétaire et exploitante de la centrale nucléaire qui comprend un seul réacteur CANDU ayant une capacité nominale de 705 mégawatts électriques (MWé).

3.4.1 Évaluation de la sûreté

Le tableau 28 montre les cotes de rendement en matière de sûreté attribuées à la centrale de Point Lepreau pour l’année 2016 dans le cadre de l’évaluation de la sûreté effectuée par le personnel de la CCSN. À la lumière des observations et des évaluations du rendement pour les DSR, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Point Lepreau a été exploitée de manière sûre. La cote intégrée de rendement était «Satisfaisant», soit la même que celle de l’année dernière.

Tableau 28: Cotes de rendement pour la centrale de Point Lepreau, 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Cote de rendement	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	SA	ES
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote intégrée de rendement	SA	SA
* Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada Remarques: Aucune information n’est présentée dans cette sous-section du rapport concernant les domaines particuliers des DSR pour lesquels les activités de vérification de la conformité effectuées par le personnel de la CCSN n’ont révélé aucun fait d’importance. L’information présentée ici est propre à la centrale nucléaire. Elle ne reflète pas les tendances générales (voir la section 2 pour obtenir les observations se rapportant à l’ensemble des centrales nucléaires).

3.4.1.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Système de gestion à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Système de gestion comprend les domaines particuliers suivants:

Système de gestion
Organisation
Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement (aucune observation importante à signaler)
Expérience en exploitation (aucune observation importante à signaler)
Gestion des changements organisationnels (aucune observation importante à signaler)
Culture de sûreté
Gestion de la configuration
Gestion des documents
Gestion des entrepreneurs (aucune observation importante à signaler)
Continuité des opérations

Système de gestion

En 2016, le personnel de la CCSN a continué de surveiller le plan de mesures correctives d’Énergie NB pour remédier aux cas de non-conformité aux exigences de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires [5]. Les lacunes restantes prises en compte, comme la conservation des dossiers des examens, sont de faible importance sur le plan de la sûreté. Le personnel de la CCSN surveille aussi le passage à la norme CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [6], qui devrait être mené à bien en décembre 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Organisation et gestion des entrepreneurs

En 2015, le personnel de la CCSN a relevé quelques lacunes mineures dans les définitions de la structure organisationnelle d’Énergie NB. Certains rôles, responsabilités et obligations redditionnelles concernant l’évaluation des entrepreneurs n’étaient pas définis et documentés adéquatement dans le Manuel de gestion nucléaire d’Énergie NB. En 2016, soit la période couverte par le rapport, Énergie NB a remédié aux lacunes à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN est satisfait de la culture de sûreté et de l’autoévaluation d’Énergie NB.

En 2016, une autoévaluation de la culture de sûreté a été entreprise à Point Lepreau. Énergie NB prévoit rendre le rapport disponible à la CCSN à la fin du printemps 2017.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a conclu que le système de gestion de la configuration d’Énergie NB répondait aux exigences réglementaires en 2016.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB répondait aux exigences réglementaires pour la gestion des documents à la centrale de Point Lepreau.

Continuité des opérations

Au cours des activités de vérification de la conformité qu’il a menées en 2016, le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB répondait aux exigences réglementaires en ce qui concerne la continuité des opérations à la centrale de Point Lepreau. Énergie NB a en place un plan de continuité des opérations adéquat pour gérer les événements mettant en cause des mesures syndicales.

3.4.1.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion de la performance humaine à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants:

Programme de performance humaine
Formation du personnel
Accréditation du personnel
Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
Organisation du travail et conception de tâches
Aptitude au travail

Programme de performance humaine

En 2016, Énergie NB a mis en œuvre et tenu à jour un vaste programme de performance humaine. Le personnel de la CCSN continue de surveiller le programme grâce aux activités de vérification de la conformité courantes.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB a en place un système de formation bien documenté reposant sur l’approche systématique à la formation. La mise en œuvre de ce système par Énergie NB répondait aux exigences réglementaires énoncées dans le REGDOC-2.2.2, Formation du personnel [8].

En 2016, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire des programmes de formation visant des groupes de travail particuliers et a conclu que ces programmes sont conçus, évalués et gérés en conformité avec l’approche systématique à la formation d’Énergie NB.

Le personnel de la CCSN a également mené une activité de vérification de la conformité du programme de formation des opérateurs affectés à la manutention du combustible (bien que l’inspection se soit déroulée en 2015, les résultats n’ont été finalisés qu’en 2016). Le personnel de la CCSN a confirmé que le programme respectait les exigences réglementaires concernant la formation du personnel. Le personnel de la CCSN a formulé un certain nombre de constatations pour Énergie NB, par exemple, relativement à la mise à jour des objectifs de formation et du matériel de formation. Le personnel de la CCSN a examiné et accepté le plan de mesures correctives d’Énergie NB, et la date d’achèvement est prévue en décembre 2018. Le personnel de la CCSN assure le suivi des mesures correctives par le biais d’une mesure d’application de la loi en vigueur (concernant le respect et le caractère adéquat des procédures discuté à la section 3.4.1.3) et est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Accréditation du personnel

Énergie NB a un nombre suffisant d’employés accrédités pour occuper tous les postes nécessitant une accréditation à la centrale de Point Lepreau, conformément aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN estime que les programmes d’Énergie NB donnent l’assurance que le personnel accrédité à la centrale de Point Lepreau possède les connaissances et les compétences voulues pour s’acquitter de ses tâches de façon sûre.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Les programmes concernant les examens d’accréditation initiale et les tests de requalification à l’intention du personnel accrédité à la centrale de Point Lepreau répondaient à toutes les exigences réglementaires.

En 2016, le personnel de la CCSN a documenté les résultats de l’inspection de 2015 portant sur la tenue d’un examen d’accréditation initiale sur simulateur d’un opérateur de salle de commande. Il a conclu qu’Énergie NB répondait aux exigences réglementaires.

Organisation du travail et conception de tâches

Effectif minimal

Le personnel de la CCSN a examiné l’évaluation de l’effectif minimal réalisée par Énergie NB. Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB répondait aux exigences relatives à l’effectif minimal, lesquelles sont basées sur le guide d’application de la réglementation G-323 de la CCSN, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorieI– Effectif minimal [33].

En 2016, les infractions aux exigences concernant l’effectif minimal à Point Lepreau ont été rares et n’ont pas eu d’incidence sur la sûreté. Voir la section 2.1.2 pour plus d’information.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’aptitude au travail d’Énergie NB donne l’assurance raisonnable que les travailleurs sont aptes au travail sur le plan psychologique et physique.

Dans le cadre des dispositions sur l’aptitude au travail, Énergie NB a mis en place des procédures limitant les heures de travail du personnel. Dans les rapports trimestriels présentés au cours de la dernière année à la CCSN, Énergie NB a déclaré que le personnel accrédité respectait pleinement les limites concernant les heures de travail à la centrale de Point Lepreau.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB a en place des mesures pour gérer la fatigue des travailleurs. Il a constaté que l’entreprise répond à toutes les exigences réglementaires.

3.4.1.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conduite de l’exploitation à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants:

Réalisation des activités autorisées
Procédures
Rapports et établissement de tendances
Rendement de la gestion des arrêts
Paramètres d’exploitation sûre
Gestion des accidents graves et rétablissement
Gestion des accidents et rétablissement

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué d’exploiter la centrale de Point Lepreau de façon satisfaisante. Énergie NB a exploité la centrale de Point Lepreau conformément aux limites de son permis d’exploitation, à ses lignes de conduite pour l’exploitation et aux exigences opérationnelles de sûreté.

En 2016, il y a eu à la centrale de Point Lepreau un recul rapide de puissance, qui a été suivi d’un arrêt d’urgence attribuable à un transitoire du niveau des générateurs de vapeur. Il n’y a eu aucune baisse contrôlée de puissance en 2016.

Le personnel de la CCSN a déterminé que le recul rapide de puissance a été contrôlé adéquatement et la réduction de la puissance a été actionnée adéquatement par les systèmes de régulation du réacteur. Le personnel de la CCSN a confirmé que, pour l’événement, le personnel de la centrale de Point Lepreau suivait les procédures approuvées et prenait les mesures correctives appropriées.

Le personnel de la CCSN a constaté que la conduite de l’exploitation de la centrale de Point Lepreau respectait ou dépassait les exigences réglementaires en 2016.

Procédures

En 2016, le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre du plan de mesures correctives d’Énergie NB visant à corriger les points faibles en matière de respect et de caractère adéquat des procédures.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB avait mis en œuvre plusieurs initiatives d’amélioration, notamment une analyse des causes fondamentales. ÉnergieNB met actuellement à jour ses initiatives afin de prendre en compte les résultats de cette analyse. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour, et il continue de surveiller la mise en œuvre des améliorations par Énergie NB, qui devraient être terminées en 2017.

Rapports et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a constaté que les rapports présentés par Énergie NB et ses activités d’établissement de tendances à Point Lepreau répondaient aux exigences réglementaires en 2016.

Rendement de la gestion des arrêts

Il y a eu un arrêt pour entretien prévu à la centrale de Point Lepreau en 2016. Le personnel de la CCSN a déterminé que toutes les démarches liées à la sûreté en cas d’arrêt, notamment la gestion de la réactivité et des sources froides, ont été menées de façon sûre. Il a également confirmé qu’Énergie NB avait mené à bien, conformément aux exigences de la CCSN, tous les travaux prévus.

Paramètres d’exploitation sûre

L’inspection des paramètres d’exploitation sûre (PES) du système de confinement réalisée en 2016 a permis de relever quelques problèmes mineurs de mise en œuvre, ce qui a exigé qu’Énergie NB améliore la documentation des limites des PES pour toutes les conditions de la centrale, y compris les arrêts. Énergie NB a remédié aux lacunes mineures et a demandé la fermeture du dossier. Le personnel de la CCSN a confirmé que les problèmes avaient été réglés. Il est satisfait des progrès réalisés à ce jour dans ce domaine et continuera de surveiller les PES dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité. La documentation du programme des PES d’Énergie NB figurera dans le manuel des conditions de permis qui sera proposé après le renouvellement du permis afin que le personnel de la CCSN soit informé à l’avance des mises à jour qui y seront apportées.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Énergie NB continue de tenir à jour un programme de gestion des accidents graves et met actuellement en œuvre la version 2 du document REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents [40]. Dans le cadre cette mise en œuvre, Énergie NB a élaboré des lignes directrices pour la gestion des accidents graves lors des arrêts. Le personnel de la CCSN a accepté ces lignes directrices en mai 2016.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB a mis en œuvre une série de procédures d’exploitation en cas d’urgence et ou de fonctionnement anormal à la centrale de Point Lepreau. Elle continue d’améliorer et de mettre à jour les procédures d’exploitation en cas de fonctionnement anormal de la centrale nucléaire. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés et continuera de surveiller les améliorations grâce à des activités courantes de vérification de la conformité.

3.4.1.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Analyse de la sûreté à la centrale de Point Lepreau respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale nucléaire a obtenu la cote de rendement «Entièrement satisfaisant», ce qui représente une amélioration par rapport à la cote «Satisfaisant» obtenue en 2015.

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants:

Analyse déterministe de la sûreté
Étude probabiliste de sûreté
Analyse de la criticité (aucune observation importante à signaler)
Analyse des accidents graves (aucune observation importante à signaler)
Gestion des dossiers de sûreté, y compris les programmes de R-D (aucune observation importante à signaler)

Analyse déterministe de la sûreté

Énergie NB dispose d’un vaste programme bien géré pour effectuer les analyses déterministes de la sûreté. Énergie NB poursuit la mise en œuvre du document REGDOC2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [12]. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à ce jour.

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’analyse de la sûreté à la centrale de Point Lepreau prévoit des marges de sûreté adéquates et qu’elles satisfont aux critères établis par la CCSN pour assurer une exploitation sûre.

En juin 2016, Énergie NB a présenté à la CCSN la dernière révision du rapport de sûreté de Point Lepreau. Cette version comprend de nouvelles sections consacrées aux études probabilistes de sûreté, aux risques d’incendie et aux lignes directrices pour la gestion des accidents graves. Le personnel de la CCSN a terminé l’examen du rapport de sûreté au début d’avril 2017 et a déterminé qu’il répondait aux exigences.

Étude probabiliste de sûreté

Énergie NB répond aux exigences du document REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15]. L’EPS a été mise à jour conformément à ce document en 2016. Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement d’Énergie NB à l’égard de l’EPS à Point Lepreau a respecté ou dépassé les exigences réglementaires.

3.4.1.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Conception matérielle à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DRS Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants:

Gouvernance de la conception
Caractérisation du site
Conception de l’installation (aucune observation importante à signaler)
Conception des structures (aucune observation importante à signaler)
Conception des systèmes
Conception des composants

Gouvernance de la conception

Qualification environnementale

En 2016, le personnel de la CCSN n’a relevé aucun problème majeur lors d’examens documentaires, d’activités associées à la demande de renouvellement de permis et de visites de suivi sur le site aux fins de vérification de la conformité. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de qualification environnementale à Point Lepreau répond aux exigences réglementaires applicables (en particulier, la norme CSA N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU [17]).

Caractérisation du site

En 2016, le personnel de la CCSN a poursuivi ses activités régulières de vérification de la conformité à la centrale de Point Lepreau dans le cadre de la mise à jour de l’EPS, conformément au document REGDOC-2.4.2. Ces activités comprenaient des analyses touchant divers points: des interventions sur le site, une analyse de la fragilité et du spectre des réponses des étages. Toutes ces analyses ont été effectuées pour alimenter l’EPS sismique.

Le personnel de la CCSN a conclu que la caractérisation du site à la centrale de Point Lepreau répondait aux exigences réglementaires.

Conception des systèmes

Systèmes d’alimentation électrique

En 2016, le personnel de la CCSN a réalisé des examens documentaires et une inspection de suivi de vérification de la conformité au sujet des mesures de suivi toujours actives découlant d’une inspection du système de distribution électrique. Cette évaluation avait également porté sur le programme de gestion du vieillissement des câbles non associés à la sûreté, des améliorations à la documentation du système d’alimentation d’urgence et des systèmes d’alimentation de catégorieI, ainsi que le remplacement et l’essai des groupes de batteries 250V c.c.. D’après ces activités, aucun problème majeur n’a été relevé. Cependant, il a été établi que le groupe de batteries de250V c.c. n’avait pas fait l’objet d’essais visant à vérifier s’ils peuvent fournir une charge pour la durée requise de 40minutes, conformément aux exigences de la conception. Énergie NB s’est engagée à remplacer les groupes restants de batteries au cours des arrêts prévus en 2018 et en 2019. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour. Il continuera de suivre les progrès réalisés par Énergie NB dans ce domaine en 2017 et 2018. Le personnel de la CCSN a conclu que le système d’alimentation électrique à Point Lepreau répondait aux exigences réglementaires applicables.

Conception de la protection-incendie

Le personnel de la CCSN a mené ses activités de vérification de la conformité courantes à la centrale de Point Lepreau en 2016 et a conclu que le programme de protection-incendie de la centrale nucléaire était complet et qu’il répondait aux exigences réglementaires.

Conception des composants

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB dispose d’un programme bien conçu d’inspection du combustible nucléaire. En 2016, le rendement du combustible à la centrale de Point Lepreau était acceptable.

Câbles

En 2016, le personnel de la CCSN n’a relevé aucun problème majeur lors des activités de vérification de la conformité (c.-à-d. examens documentaires et suivi de l’inspection de vérification de la conformité des systèmes d’alimentation électrique).

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à Point Lepreau répondait aux exigences réglementaires applicables.

3.4.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Aptitude fonctionnelle à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants:

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement
Entretien
Intégrité structurale (aucune observation importante à signaler)
Gestion du vieillissement
Contrôle chimique (aucune observation importante à signaler)
Inspections et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement

À la lumière des inspections et des vérifications de conformité effectuées, le personnel de la CCSN a conclu que l’aptitude fonctionnelle et la performance de l’équipement dans leur ensemble à la centrale de Point Lepreau ont été conformes aux exigences réglementaires.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à la centrale de Point Lepreau répondait aux exigences réglementaires énoncées dans le document RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [35].

Tous les systèmes spéciaux de sûreté de la centrale de Point Lepreau ont respecté leurs objectifs d’indisponibilité en 2016.

Entretien

Le personnel de la CCSN a procédé en 2015 à une inspection portant sur le processus de surveillance de l’intégrité des systèmes d’Énergie NB. D’après cette inspection, malgré l’entretien constant dont font l’objet les fonctions de sûreté des systèmes importants pour la sûreté, la gouvernance d’Énergie NB relativement à ce processus ne répondait pas aux exigences réglementaires et sa mise en œuvre n’était pas entièrement efficace. Énergie NB a élaboré un plan de mesures correctives afin d’harmoniser le processus de surveillance de l’intégrité des systèmes avec ses autres processus connexes.

En 2016, la CCSN a clarifié les critères de fermeture des mesures de suivi toujours actives. Le personnel de la CCSN a déterminé que les domaines à améliorer sont de faible importance sur le plan de la sûreté, et comprenaient:

terminer l’actualisation de la gouvernance de la surveillance de l’intégrité des systèmes
améliorer l’intégrité des systèmes pour ce qui est de l’isolement du système de confinement
terminer le plan d’action concernant l’approvisionnement en pièces de remplacement critiques

Énergie NB a informé le personnel de la CCSN que 9 des 16mesures correctives avaient été réalisées au mois de mars 2017, et qu’elle prévoit terminer toutes les autres d’ici la fin de 2017. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller les mesures correctives d’Énergie NB grâce aux activités de vérification de la conformité courantes. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Le taux d’achèvement des travaux d’entretien préventif d’Énergie NB à la centrale de Point Lepreau était de 98% en 2016.

Le tableau 29 présente les résultats se rapportant aux retards relatifs à l’entretien en 2016 pour la centrale de Point Lepreau. Les retards au chapitre de l’entretien correctif des composants critiques et le nombre de reports des travaux d’entretien préventif des composants critiques étaient tous deux à l’intérieur de la plage des meilleures pratiques de l’industrie à cet égard. Les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient s’est amélioré et a rejoint la moyenne de l’industrie. Le personnel de la CCSN a déterminé que les retards dans les travaux d’entretien déficient à Point Lepreau ne sont pas significatifs sur le plan de la sûreté, car la fonction de sûreté de l’équipement associé a toujours été maintenue. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller les mesures prises par Énergie NB pour combler le retard au chapitre de l’entretien déficient en menant des activités régulières de vérification de la conformité.

Tableau 29: Retards relatifs aux travaux d’entretien et reports relatifs aux composants critiques à la centrale de Point Lepreau, 2016
Paramètre	Moyenne des ordres de travail par tranche	Tendance par rapport à 2015	Moyenne de l’industrie
Retards relatifs à l’entretien correctif	1	Stable	8
Retards relatifs à l’entretien déficient	114	À la baisse	111
Reports des travaux d’entretien préventif	6	À la hausse	38

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a mis en place à la centrale de Point Lepreau un programme de gestion du vieillissement intégré pour s’assurer de bien comprendre l’état des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté et de mener les activités nécessaires pour en assurer l’intégrité à mesure que la centrale nucléaire vieillira.

Énergie NB met actuellement à jour sa gouvernance et ses plans de gestion du vieillissement pour répondre aux exigences du document REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle: Gestion du vieillissement [20]. La mise en œuvre intégrale est prévue en 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB a en place à la centrale de Point Lepreau des programmes d’inspections et d’essais périodiques adéquats pour les composants de l’enveloppe sous pression et de l’enceinte de confinement importants pour la sûreté.

Le personnel de la CCSN a surveillé la conformité aux exigences réglementaires pour les programmes d’inspection et d’essais périodiques établis pendant l’année et est arrivé à la conclusion que leur mise en œuvre répond aux exigences réglementaires.

Énergie NB élabore actuellement un plan de mise en œuvre pour mettre à jour ses programmes d’inspections et d’essais périodiques afin de se conformer à la version 2014 (mise à jour1) de la norme CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [21]. Énergie NB présentera son plan de mise en œuvre à la CCSN d’ici octobre 2017.

3.4.1.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Radioprotection à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants:

Application du principe ALARA
Contrôle des doses des travailleurs
Rendement du programme de radioprotection
Contrôle des dangers radiologiques
Dose estimée au public

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB a continué de mettre en œuvre un programme efficace et bien documenté reposant sur les pratiques exemplaires de l’industrie afin de maintenir les doses au niveau ALARA à la centrale de Point Lepreau. Les mesures ALARA sont intégrées dans la planification, la programmation et le contrôle du travail.

En 2016, le personnel de la CCSN a effectué une inspection portant sur le principe ALARA. Il a conclu qu’Énergie NB répondait à toutes les exigences réglementaires et qu’elle mettait en œuvre de façon efficace les initiatives ALARA approuvées. Deux constatations de faible importance sur le plan de la sûreté ont été relevées, obligeant ÉnergieNB à améliorer d’une part la définition du programme de radioprotection concernant la supervision des activités relatives au principe ALARA, et d’autre part le plan à long terme des initiatives ALARA, afin de donner l’assurance que les objectifs d’exposition collective au rayonnement sont clairement définis et réalisables. Énergie NB a donné suite à ces constatations en améliorant la surveillance de son programme ALARA et en mettant à jour son plan ALARA quinquennal.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés à l’application du principe ALARA comprennent le suivi des doses collectives pour la centrale (voir l’annexeE.4). Aucune tendance négative n’a été observée et les doses collectives correspondaient aux attentes de la CCSN.

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué de répondre aux exigences réglementaires concernant la mesure et la consignation des doses reçues par les travailleurs à la centrale de Point Lepreau. En 2016, les doses de rayonnement reçues par les travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection de Point Lepreau. Les données pour les doses individuelles et collectives reçues par les travailleurs à Point Lepreau sont présentées à la section 2.1.7 et à l’annexeE.4.

Le personnel de la CCSN a effectué une inspection mettant l’accent sur le contrôle des doses reçues par les travailleurs en 2016. Il a relevé deux constatations de faible importance pour la sûreté, auxquelles Énergie NB a répondu en améliorant ses plans ALARA utilisés pour gérer les travaux à risque élevé.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté utilisés pour le contrôle des doses reçues par les travailleurs comprennent le suivi des situations liées à des doses reçues à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le personnel de la CCSN a constaté que les activités autorisées à la centrale de Point Lepreau en 2016 n’ont entraîné aucune tendance négative ni aucune exposition imprévue importante pour la sûreté.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a mis en œuvre à la centrale de Point Lepreau un programme de radioprotection qui répond aux exigences du Règlement sur la radioprotection [39]. Ce programme comporte plusieurs indicateurs de rendement en matière de sûreté pour surveiller en continu le rendement du programme de radioprotection. Le personnel de la CCSN a déterminé que la surveillance exercée par Énergie NB dans le cadre de la mise en œuvre et de l’amélioration de son programme a permis de protéger efficacement les travailleurs à la centrale nucléaire. Énergie NB mesure régulièrement le rendement de son programme de radioprotection en fonction des cibles et des objectifs établis par l’industrie.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les documents du programme de radioprotection et les procédures à l’appui sont tenus à jour, et ce, en fonction de l’expérience en exploitation et des pratiques exemplaires de l’industrie.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué de répondre aux exigences réglementaires en matière de contrôle des dangers radiologiques à la centrale de Point Lepreau. En 2016, la contamination de surface attribuable aux activités autorisées était inférieure aux seuils d’intervention pertinents. Énergie NB a continué de faire en sorte que les mesures restent en place pour surveiller et contrôler les dangers radiologiques.

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection d’Énergie NB répondait aux exigences réglementaires et que l’entreprise surveillait et contrôlait les dangers radiologiques à la centrale de Point Lepreau. Il n’a relevé aucune lacune importante pour la sûreté.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué d’assurer la protection des membres du grand public, conformément au Règlement sur la radioprotection. La dose estimée au grand public et déclarée par la centrale de Point Lepreau était de0,009mSv, bien en deçà de la limite de dose annuelle, qui est fixée à1mSv (voir la section 2.1.7).

3.4.1.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Santé et sécurité classiques à la centrale de Point Lepreau respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Entièrement satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants:

Rendement
Pratiques
Sensibilisation

Rendement

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents (TGA) à Point Lepreau était demeuré à zéro en 2016, un résultat identique à 2015. La fréquence des accidents (FA) a diminué de 0,24 en 2015 à 0,11 en 2016. Le personnel de la CCSN a jugé acceptables les valeurs TGA et FA à Point Lepreau en 2016.

Pratiques et sensibilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a dépassé les exigences en matière de pratiques, ainsi que les exigences de sensibilisation à Point Lepreau en 2016 concernant l’utilisation des échafaudages et des échelles, ainsi que la sensibilisation en matière de barrières et de panneaux de mise en garde, d’équipement de protection individuelle et de tenue des locaux.

Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB, à la centrale de Point Lepreau, respectait les dispositions pertinentes de la Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail, de la Loi sur les accidents du travail et de la Loi sur la Commission de la santé, de la sécurité et de l’indemnisation des accidents au travail du Nouveau-Brunswick.

3.4.1.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Protection de l’environnement à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants:

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Système de gestion de l’environnement
Évaluation et surveillance
Protection du public
Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des émissions

Le personnel de la CCSN a constaté que tous les rejets radiologiques de la centrale de Point Lepreau sont demeurés bien en deçà des limites réglementaires (voir la section 2.1.9).

Les limites de rejet dérivées sont présentées à l’annexe F.

Énergie NB a présenté un plan et un calendrier détaillés pour la mise en œuvre de la norme CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [41]. La mise en œuvre intégrale est prévue d’ici le 30 juin 2018.

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a élaboré et mis en œuvre un programme de gestion de l’environnement afin d’évaluer les risques environnementaux liés à ses activités nucléaires et de s’assurer que celles-ci sont réalisées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données présentées par Énergie NB relativement à la surveillance environnementale et a conclu que le public, les peuples autochtones et l’environnement à proximité du site sont protégés, et que les risques sont raisonnables.

Énergie NB a présenté un plan et un calendrier détaillés pour la mise en œuvre de la norme CSA N288.4, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [25]. La mise en œuvre intégrale est prévue d’ici le 30 novembre 2017.

Le personnel de la CCSN a effectué une surveillance environnementale indépendante à Point Lepreau en 2016.Les résultats de ces activités sont disponibles sur le site Web de la CCSN. Les résultats du Programme indépendant de surveillance environnementale pour 2016 ont confirmé l’évaluation faite par le personnel de la CCSN, d’après les données présentées par Énergie NB.

Protection du public

Le personnel de la CCSN a déterminé que toutes les substances dangereuses rejetées par Point Lepreau en 2016 étaient bien en deçà des limites réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a observé que la dose de rayonnement au grand public attribuable à Point Lepreau et déclarée annuellement était demeuré très faible, soit 0,09% de la limite de dose du grand public (voir la section 2.1.7).

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme efficace d’évaluation et de gestion des risques environnementaux à la centrale de Point Lepreau, conformément aux exigences réglementaires.

Énergie NB s’est engagée à tirer parti des résultats et des recommandations issues de l’évaluation des risques environnementaux effectuée conformément à la norme CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [26] afin de recueillir de l’information pour la prochaine révision de son programme de surveillance de l’environnement radiologique et l’élaboration d’un programme de surveillance de l’environnement pour la centrale de Point Lepreau. Énergie NB présentera un plan pour la mise en œuvre intégrale de la norme CSA N288.6 d’ici le 30 septembre 2017.

À la suite d’une réunion tenue en novembre 2016 et de l’examen des commentaires du personnel de la CCSN, Énergie NB a présenté en janvier 2017 une version mise à jour de son évaluation des risques environnementaux. Le personnel de la CCSN a jugé que l’information fournie concernant l’impaction du poisson était acceptable. Des discussions additionnelles avec Énergie NB sont prévues afin de clarifier les attentes réglementaires concernant la modélisation des caractéristiques du panache thermique, des relevés de mesures sur le terrain et du risque pour le biote sensible à la température.

3.4.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des urgences et protection-incendie à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants:

Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Point Lepreau a maintenu une préparation et une capacité d’intervention complètes en cas d’urgence classique en 2016.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué d’appuyer et de tenir à jour son organisation d’intervention d’urgence et qu’elle répondait aux exigences réglementaires.

Préparation et intervention en cas d’incendie

À la centrale de Point Lepreau en 2016, le personnel de la CCSN a effectué une inspection mettant l’accent sur un exercice d’incendie articulé autour de l’assistance mutuelle, qui a mis en évidence des améliorations au chapitre du rendement de la brigade d’incendie industrielle. Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB a continué d’améliorer son programme d’intervention en cas d’incendie au moyen de plusieurs initiatives, notamment l’examen de ses programmes à l’interne et des examens par des pairs ainsi que des vérifications effectuées par des tiers indépendants. En incluant la rétroaction et les résultats des examens par des pairs dans son programme d’exercices d’urgence et de formation, le rendement de l’équipe d’intervention d’urgence s’est amélioré en 2016.

Le personnel de la CCSN continuera de surveiller ce domaine dans le cadre du programme de vérification de la conformité. Il a conclu que la centrale de Point Lepreau maintenait une capacité d’intervention complète en cas d’incendie.

3.4.1.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Gestion des déchets à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant», soit la même que l’année précédente, a été attribuée à la centrale nucléaire.

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants:

Caractérisation des déchets
Réduction des déchets
Pratiques de gestion des déchets
Plans de déclassement

Caractérisation des déchets et réduction des déchets

Toutes les constatations faites lors des activités de vérification de la conformité effectuées par le personnel de la CCSN en 2016 pour la caractérisation des déchets et la réduction des déchets ont confirmé que la centrale de Point Lepreau a respecté les exigences réglementaires.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN continue de surveiller les cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté en matière de pertinence et de respect des procédures relevés au cours de l’inspection du programme de gestion des déchets dangereux classiques menée en 2015.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB a démontré qu’elle gère et contrôle de manière cohérente et conforme les activités de manipulation et de stockage des déchets.

Énergie NB effectue actuellement une analyse des écarts à l’appui de la mise en œuvre de la nouvelle norme CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié [42] et de la version révisée de la norme CSA N292.3, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité [43]. L’entreprise a aussi effectué une analyse des écarts pour la mise en œuvre de la norme CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires [44]. Énergie NB s’est engagée à terminer les plans de mise en œuvre pour ces normes d’ici le 30 septembre 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès à ce jour.

Plans de déclassement

Énergie NB a présenté son plan préliminaire de déclassement et l’estimation des coûts à la CCSN aux fins d’examen en 2015. À la lumière de l’évaluation que le personnel de la CCSN a faite de la documentation révisée, il a conclu que le plan préliminaire de déclassement, l’estimation des coûts et la garantie financière d’Énergie NB demeurent valides et répondent aux exigences réglementaires.

3.4.1.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Sécurité à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant» lui a été attribuée, soit la même que l’année dernière.

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants:

Installations et équipement
Arrangements en matière d’intervention
Pratiques en matière de sécurité
Entraînements et exercices

Bien qu’elle ne constitue pas un domaine particulier, la cybersécurité est devenue un sujet important qui mérite d’être abordé dans sa propre section.

Installations et équipement

En 2016, Énergie NB a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie à la centrale de Point Lepreau. Les résultats dans le domaine montrent une tendance à la hausse concernant les améliorations au programme d’entretien pour les dispositifs de sécurité. Des investissements ont aussi été faits en 2016 pour construire un nouveau poste de commandement en cas d’incident. La centrale de Point Lepreau a mis en place des processus pour prévenir adéquatement les événements touchant la sécurité. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a observé qu’Énergie NB a continué d’améliorer les procédures opérationnelles lorsque des aspects à améliorer étaient relevés. Elle a élaboré et donné, à titre de projet pilote, un cours de commandement en cas d’incident grâce auquel la force d’intervention hors site a pu faire bénéficier la force d’intervention sur le site d’une formation et d’information précieuses. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB a mis en place des procédures pour donner une orientation au personnel de sécurité dans tous les domaines. Cependant, il y a eu à cet égard plusieurs événements répétitifs à déclaration obligatoire liés au non‑respect des procédures de sécurité. La vigilance laissait à désirer en matière de sensibilisation à la sécurité et de sécurité des renseignements pour l’accès aux documents de nature délicate. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucune lacune importante pour la sûreté dans ce domaine particulier.

Entraînements et exercices

En 2016, Énergie NB a continué d’améliorer son programme d’entraînements et d’exercices, et réalise maintenant ces activités à un niveau acceptable. Énergie NB mène des activités supplémentaires à l’extérieur du site pour améliorer ses entraînements et ses exercices. Le personnel de la CCSN a constaté que l’entreprise répondait à toutes les exigences réglementaires dans ce domaine.

Cybersécurité

Énergie NB a mis en œuvre et tient à jour un programme de cybersécurité efficace. Le personnel de la CCSN est arrivé à la conclusion que le programme est conforme aux exigences réglementaires applicables. Dans le cadre de sa demande de renouvellement de permis, Énergie NB a présenté un plan de mise en œuvre concernant les nouvelles exigences de la norme CSA N290.7-14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs[27]. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le programme de cybersécurité à Point Lepreau jusqu’à ce que tous les jalons du plan de mise en œuvre soient parachevés, ce qui devrait se faire en 2019.

3.4.1.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Garantie et non‑prolifération à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant» lui a été attribuée, soit la même que l’année dernière.

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les domaines particuliers suivants:

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Renseignements sur les activités et la conception
Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé que les activités de comptabilisation et de contrôle des matières nucléaires d’Énergie NB à la centrale de Point Lepreau étaient conformes au document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires[29].

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a effectué une vérification du stock physique, deux vérifications des renseignements descriptifs, une inspection aléatoire avec bref préavis et deux inspections inopinées et elle a eu un accès complémentaire à la centrale de Point Lepreau en 2016. Ces activités de vérification de la conformité visaient à vérifier le stock de matières nucléaires et à confirmer qu’il n’y avait pas de matières ni d’activités nucléaires non déclarées. Le personnel de la CCSN a constaté qu’ÉnergieNB avait assuré un accès et un soutien adéquats à l’AIEA pour ces inspections.

Tous les résultats d’inspections reçus de l’AIEA en 2016 pour la centrale de Point Lepreau étaient satisfaisants.

Renseignements sur les activités et la conception

Énergie NB a présenté dans les délais impartis, à la CCSN, son programme opérationnel annuel de même que les mises à jour trimestrielles et la mise à jour annuelle pour Point Lepreau, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA [28]. Dans tous les cas susmentionnés, les renseignements fournis répondaient à toutes les exigences de la CCSN concernant la présentation des renseignements.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a constaté qu’Énergie NB a apporté un soutien adéquat aux activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA à la centrale de Point Lepreau, y compris les travaux d’entretien réalisés sur les composants de télésurveillance de l’AIEA afin d’assurer une mise en œuvre efficace des mesures de garanties à cette centrale nucléaire.

3.4.1.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le rendement pour le DSR Emballage et transport à la centrale de Point Lepreau répondait aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote «Satisfaisant» lui a été attribuée, soit la même que l’année dernière.

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants:

Conception et entretien des colis
Emballage et transport
Enregistrement aux fins d’utilisation

Conception et entretien des colis, emballage et transport et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB dispose d’un programme d’emballage et de transport qui garantit le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) [30] et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [31]. Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation est effectué de façon sécuritaire. En 2016, Énergie NB a remédié à la satisfaction du personnel de la CCSN à des lacunes mineures au chapitre du contrôle des documents et de la tenue des dossiers relevées au cours d’activités de vérification de la conformité antérieures.

3.4.2 Développements en matière de réglementation

3.4.2.1 Délivrance de permis

Le permis d’exploitation d’un réacteur de puissance nucléaire (PERP) pour la centrale de Point Lepreau expirera le 30 juin 2017. Énergie NB a présenté le 30 juin 2016 sa demande de renouvellement de permis pour une période de cinq ans. La demande a été examinée au cours de la Partie 1 de l’audience de la Commission le 26 janvier 2017 et de la Partie 2, les 10 et 11 mai 2017.

En juin 2017, la Commission a renouvelé le PERP pour la période du 1^er juillet 2017 au 30 juin 2022.

Modifications au permis

Aucune modification n’a été apportée au permis de la centrale de Point Lepreau en 2016.

Révisions au manuel des conditions de permis

La centrale de Point Lepreau a reçu son manuel des conditions de permis le 20 février 2012. Il a fait l’objet en 2016 de deux révisions, qui ont été documentées dans le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada: 2015. Il n’y a eu aucune autre révision au cours du deuxième semestre de 2016.

3.4.2.2 Mises à jour sur les projets et initiatives d’importance

Activités dans le cadre du projet de fin de l’exploitation commerciale et bilan périodique de la sûreté

Comme les bilans périodiques de la sûreté (BPS) ont été intégrés au cadre de réglementation de la CCSN, le personnel de la CCSN a recommandé de délivrer un permis d’exploitation d’une durée de cinq ans afin de laisser à Énergie NB le temps voulu pour établir un BPS conformément au document REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté [37]. Énergie NB a mis en œuvre un processus officiel et complet en fonction des exigences du document d’application de la réglementation RD-360, Prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires [22] pour le programme de réfection, de mise en service et de redémarrage de la centrale de Point Lepreau. Le personnel de la CCSN a prévu dans le permis proposé une condition qui oblige Énergie NB à effectuer un BPS conformément au REGDOC-2.3.3. À ce jour, Énergie NB a présenté un plan d’exécution du projet d’ordre général et un document de fondement pour le BPS à l’appui du renouvellement du permis pour une période de dix ans, soit de 2022 à 2032.

3.4.2.3 Mises à jour sur les questions d’importance en matière de réglementation

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

En avril 2016, Énergie NB a présenté au personnel de la CCSN aux fins d’examen, une autoévaluation préliminaire des dommages graves aux poissons attribuables à la prise d’eau de refroidissement, conformément aux dispositions de la Loi sur les pêches. Le personnel de la CCSN a examiné cette évaluation et a rencontré les représentants d’Énergie NB afin de discuter de l’information supplémentaire nécessaire.

Énergie NB a présenté une autoévaluation révisée, conformément à la Loi sur les pêches, à la CCSN en janvier 2017. Le personnel de la CCSN a terminé son examen technique de l’autoévaluation et a conclu qu’une autorisation est requise conformément au paragraphe35(1) de la Loi sur les pêches. Cette conclusion a été partagée par le ministère des Pêches et des Océans, qui a corroboré la recommandation de la CCSN.

Énergie NB devrait présenter la demande d’ici l’automne 2017.

3.4.2.4 Communications

Rapports initiaux d’événement

Aucun rapport initial d’événement n’a été présenté pour la centrale de Point Lepreau pour la période comprise entre janvier 2016 et avril 2017.

4 Sommaire et conclusions

Le présent rapport résume l’évaluation effectuée par le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) à l’égard du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis de centrale nucléaire et du secteur des centrales nucléaires canadiennes dans son ensemble en 2016. Il présente également des renseignements sur l’évaluation menée par le personnel de la CCSN afin de déterminer dans quelle mesure les titulaires de permis répondent aux exigences réglementaires et aux attentes de la CCSN dans les 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) formant le cadre de réglementation. En outre, il traite de questions génériques, dégage les tendances observées dans le secteur nucléaire et établit des comparaisons entre les indicateurs de rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires du Canada et ceux utilisés par des exploitants de centrale nucléaire à l’étranger et par d’autres secteurs industriels. Les conclusions du rapport sont fondées sur des observations accumulées lors d’inspections, d’examens documentaires, d’activités de surveillance sur le site, d’inspections sur le terrain et d’autres activités de vérification de la conformité par rapport aux exigences, aux attentes et aux objectifs de rendement pertinents.

Le personnel de la CCSN a conclu que les centrales nucléaires au Canada ont été exploitées de manière sûre en 2016 et que les titulaires de permis ont pris des mesures appropriées pour préserver la santé et la sécurité des personnes, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Les titulaires de permis ont satisfait aux exigences de signalement des événements nécessitant une surveillance réglementaire et ont pris les mesures de suivi requises.

Les conclusions reposent sur les observations suivantes:

Aucune défaillance grave de système fonctionnel n’est survenue aux centrales nucléaires.
Les doses de rayonnement au public étaient bien inférieures aux limites réglementaires.
Les doses de rayonnement reçues par les travailleurs des centrales nucléaires étaient inférieures aux limites réglementaires.
La fréquence et la gravité des blessures non radiologiques mettant en cause des travailleurs ont été minimes.
Aucun rejet radiologique dans l’environnement provenant des centrales nucléaires ne dépassé les limites réglementaires.
Les titulaires de permis ont respecté les exigences concernant les obligations internationales du Canada.
Aucun événement aux centrales nucléaires, supérieur au niveau 0 de l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques, n’a été signalé à l’Agence internationale de l’énergie atomique.

Le tableau 30 résume les cotes attribuées aux centrales nucléaires du Canada entre 2012 et 2016. Pour chacune des centrales, le tableau présente la cote attribuée à chaque DSR, ainsi que les cotes moyennes pour l’ensemble des centrales nucléaires et la cote intégrée de chaque centrale nucléaire, cette dernière cote étant une mesure du rendement global de la centrale nucléaire visée. Dans l’ensemble, la tendance qui ressort des données est que le rendement est maintenu à l’égard des DSR et des cotes intégrées de rendement. Plus particulièrement, voici les éléments dignes de mention en 2016:

Pour l’ensemble des centrales nucléaires, 19 DSR ont reçu la cote «Entièrement satisfaisant» (ES), soit le même nombre qu’en 2015. Il s’agissait alors du nombre le plus élevé depuis l’adoption du cadre des DSR en 2010.
La cote «Entièrement satisfaisant» représente la cote moyenne attribuée au secteur des centrales nucléaires pour les DSR suivantsen 2016: Conduite de l’exploitation, Analyse de la sûreté, Santé et sécurité classiques et Gestion des déchets. Pour le DSR Analyse de la sûreté, toutes les centrales nucléaires ont obtenu la cote «Entièrement satisfaisant». Les cotes «Entièrement satisfaisant» attribuées pour les DSR Conduite de l’exploitation, Santé et sécurité classiques et Gestion des déchets sont les mêmes qu’en 2015. De plus, la cote attribuée au DSR Analyse de la sûreté est passée à «Entièrement satisfaisant» en 2016.
Les centrales de Bruce-A, de Darlington et de Pickering ont toutes obtenu une cote intégrée de rendement «Entièrement satisfaisant» en 2016. Les centrales de PointLepreau et de Bruce-B ont reçu une cote intégrée de rendement «Satisfaisant» (SA).

Aucune centrale nucléaire n’a reçu une cote de rendement «Inférieur aux attentes» (IA) ou «Inacceptable» (IN) en 2016. Il en avait également été ainsi pour la période comprise entre 2012 et 2015.

Tableau 30: Tendances des cotes de rendement de 2012 à 2016
Domaine de sûreté et de réglementation	Année	Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Moyenne de l’industrie*
Système de gestion	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	2012	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2014	SA	ES	ES	SA	SA	SA
	2015	ES	ES	ES	ES	SA	ES
	2016	ES	ES	ES	ES	SA	ES
Analyse de la sûreté	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	ES	ES	SA	SA
	2016	ES	ES	ES	ES	ES	ES
Conception matérielle	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	2012	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	2012	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	ES	ES	SA	SA
	2014	SA	SA	ES	ES	SA	SA
	2015	SA	SA	ES	ES	SA	SA
	2016	ES	ES	ES	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	2012	ES	ES	ES	SA	ES	ES
	2013	ES	ES	ES	SA	ES	ES
	2014	ES	ES	SA	SA	ES	ES
	2015	ES	ES	ES	ES	ES	ES
	2016	ES	SA	SA	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	ES	ES	ES	SA	SA	ES
	2015	ES	ES	ES	ES	SA	ES
	2016	ES	ES	ES	ES	SA	ES
Sécurité	2012	ES	ES	SA	SA	SA	SA
	2013	ES	ES	ES	ES	SA	ES
	2014	ES	ES	ES	ES	SA	ES
	2015	ES	ES	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	2012	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2014	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2015	SA	SA	SA	SA	SA	SA
	2016	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote intégrée de rendement	2012	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2013	SA	SA	ES	SA	SA	SA
	2014	SA	ES	ES	SA	SA	SA
	2015	ES	ES	ES	ES	SA	ES
	2016	ES	SA	ES	ES	SA	SA
* Moyenne de l’industrie pour toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada

Références

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Groupe CSA. N290.13-F05 (C2010), Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU, 2005 (confirmée 2010).
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Groupe CSA. N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU, 2008.
Groupe CSA. N288.4-F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d'uranium, 2010.
Groupe CSA. N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, 2012.
Groupe CSA. N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, 2014.
AIEA. Protocole additionnel à l’accord entre le Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du traité sur la non-prolifération des armes nucléaires (également appelé le « Protocole additionnel »), AIEAINFCIRC/164/Add. 1, 2000.
CCSN. RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires, Ottawa, Canada, 2010.
Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015), DORS/2015-145.
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CCSN. S-294, Études probabilistes de sûreté (ÉPS) pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2005.
CCSN. G-323, Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal, Ottawa, Canada, 2007.
CCSN. RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire, Ottawa, Canada, 2010.
CCSN. RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2005.
CCSN. RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2012.
CCSN. REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté, Ottawa, Canada, 2015.
Groupe CSA. N293-07 CONSOLIDÉE, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU, 2007.
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CCSN. REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2, Ottawa, Canada, 2015.
Groupe CSA. N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, 2011.
Groupe CSA. N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, 2014.
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Groupe CSA. N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, 2009.
Groupe CSA. N290.5-F16, Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU, 2016.
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Groupe CSA. N288.1, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires, 2008.
CCSN. Procès-verbal de la réunion de la Commission canadienne de sûreté nucléaire tenue le 8 mars 2017, Ottawa, Canada, 2017.

Acronymes et abréviations

AAC: approche analytique composite
AEN: Agence pour l’énergie nucléaire
AIEA: Agence internationale de l’énergie atomique
ALARA: niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre
APMRP: accident de perte majeure de réfrigérant primaire
APRP: accident de perte de réfrigérant primaire
APRPGB: accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche
ASF: approche systématique à la formation
CANDU: réacteur CANadien à Deutérium-Uranium
CCSN: Commission canadienne de sûreté nucléaire
CEC: commission d’examen conjoint
CIR: cote intégrée de rendement
CMD: document à l’intention des commissaires
COG: Groupe des propriétaires de CANDU (de l’anglais «CANDU Owners Group»)
CSA: Association canadienne de normalisation (comme l’indiquent certains titres de norme, l’association est maintenant connue sous le nom de «Groupe CSA»)
CVC: critère de vérification de la conformité
DSR: domaine de sûreté et de réglementation
EAU: équipement d’atténuation en cas d’urgence
Énergie NB: Société d’énergie du Nouveau-Brunswick
EPRI: Electric Power Research Institute
EPS: étude probabiliste de sûreté
FA: fréquence des accidents
FGE: fréquence des grandes émissions
HT: tritium élémentaire
HTO: oxyde de tritium
INES: Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques
KI: iodure de potassium
LDGAG: Lignes directrices pour la gestion des accidents graves
LRD: limite de rejet dérivée
LSRN: Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
MCP: Manuel des conditions de permis
MCR: mesures de contrôle des risques
MPO: Ministère des Pêches et des Océans (Pêches et Océans Canada)
MWé: mégawatts d’électricité
NFPA: National Fire Protection Association
OPG: Ontario Power Generation
PAC: possibilité d’amélioration de la centrale
PERP: permis d’exploitation d’un réacteur de puissance nucléaire
PES: paramètres d’exploitation sûre
PGCV: plan de gestion du cycle de vie
PIMO: plan intégré de mise en œuvre
PIP: programme d’inspection périodique
PPERP: permis de préparation de l’emplacement d’un réacteur de puissance
PPIUN: Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire
PVC: programme de vérification de la conformité
QSC: question de sûreté relative aux CANDU
RD: document d’application de la réglementation
R-D: recherche et développement
RD/GD: document d’application de la réglementation/document d’orientation
REGDOC: document d’application de la réglementation
TGA: taux de gravité des accidents
WANO: Association mondiale des exploitants de centrale nucléaire

Glossaire

Le REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN contient les définitions des termes utilisés dans le présent document. Le REGDOC-3.6 comprend les termes et les définitions figurant dans laLoi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), ses règlements d’application ainsi que les documents d’application de la réglementation et autre publications de la CCSN. Le REGDOC-3.6 est fourni à titre de référence et d’information.

durée de vie nominale (design life): Période pendant laquelle il est prévu que l’installation, les structures, les systèmes et les composants pourront être exploités de manière sûre.
fréquence des accidents (FA) (accident frequency): Une mesure du nombre de pertes de vie et de blessures (entraînant une perte de temps de travail ou nécessitant des soins médicaux) attribuables à des accidents par 200000heures‑personnes (approximativement 100années‑personnes) travaillées.
objectif d’indisponibilité (unavailability target): Le rendement actuel de la centrale est comparé aux objectifs d’indisponibilité afin de déceler les écarts par rapport au rendement prévu. La disponibilité est la fraction de temps pendant laquelle on peut démontrer qu’un système répond à toutes les normes de rendement minimal admissibles. Les titulaires de permis sont tenus de ne pas dépasser les objectifs d’indisponibilité.
rapport de sûreté (safety report): Un rapport qui comprend, tel que décrit dans le document REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire [3], une description des structures, systèmes et composants d’une centrale y compris leurs conditions de conception et de fonctionnement. Il inclut un rapport final de l’analyse de sûreté démontrant la pertinence de la conception de l’installation nucléaire.
taux d’accident de travail (industrial safety accident rate): Le taux d’accident de travail mesure le nombre de blessures entraînant une perte de temps pour chaque tranche de 200000heures travaillées par le personnel des centrales nucléaires.
taux de gravité des accidents (TGA) (accident severity rate): Une mesure du nombre total de jours de travail perdus en raison d’accidents par 200000heures‑personnes.
tube de force (pressure tubes): Tube qui, traversant la calandre, renferme12 ou 13grappes de combustible. De l’eau lourde sous pression circule dans ce tube et refroidit le combustible.

Annexe A : Tendances sur cinq ans des activités de vérification de la conformité

A.1 Bruce-A et Bruce-B

Tableau A.1: Tendance sur cinq ans des activités de conformité pour les centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B
Activités de vérification de la conformité (jours-personnes)	2012	2013	2014	2015	2016
Inspections	2600	1540	1520	1030	1226
Examens d’événements	212	234	250	198	192
Autres activités de vérification de la conformité*	1435	3297	3597	3899	3632
Total (jours-personnes)	4247	5071	5367	5127	5050
* Comprennent notamment des inspections visuelles ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

A.2 Darlington

Tableau A.2: Tendance sur cinq ans des activités de conformité pour la centrale de Darlington
Activités de vérification de la conformité (jours-personnes)	2012	2013	2014	2015	2016
Inspections	1030	1275	1226	1079	1422
Examens d’événements	96	180	214	128	114
Autres activités de vérification de la conformité*	1912	2338	2290	2141	1947
Total (jours-personnes)	3038	3793	3730	3348	3483
* Comprennent notamment des inspections visuelles ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

A.3 Pickering

Tableau A.3: Tendance sur cinq ans des activités de conformité pour la centrale de Pickering
Activités de vérification de la conformité (jours-personnes)	2012	2013	2014	2015	2016
Inspections	2251	1643	1460	1460	1156
Examens d’événements	270	286	228	132	118
Autres activités de vérification de la conformité*	2041	2702	3245	3453	3659
Total (jours-personnes)	4562	4630	4933	5045	4933
* Comprennent notamment des inspections visuelles ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

A.4 Point Lepreau

Tableau A.5: Tendance sur cinq ans des activités de conformité pour la centrale de Point Lepreau
Activités de vérification de la conformité (jours-personnes)	2012	2013	2014	2015	2016
Inspections	1324	1520	1079	1030	785
Examens d’événements	128	82	80	58	72
Autres activités de vérification de la conformité*	428	1435	1402	1874	2136
Total (jours-personnes)	1880	3037	2561	2962	2993
* Comprennent notamment des inspections visuelles ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

A.5 Centrales nucléaires canadiennes

Tableau A.6: Tendance sur cinq ans des activités de conformité pour les centrales nucléaires canadiennes
Activités de vérification de la conformité (jours-personnes)	2012	2013	2014	2015	2016
Inspections	7989	6860	5775	4746	4589
Examens d’événements	732	814	802	520	496
Autres activités de vérification de la conformité*	7163	10463	10833	11783	11374
Total (jours-personnes)	15884	18137	17410	17049	16459
* Comprennent notamment des inspections visuelles ainsi que l’examen des documents et des rapports fournis par les titulaires de permis.

Annexe B : Domaines de sûreté et de réglementation

La Commiscanadienne de sûreté nucléaire (CCSN) évalue dans quelle mesure les titulaires de permis se conforment aux exigences réglementaires et aux attentes de la CCSN en matière de rendement dans 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR).

Ces DSR se divisent en 69 domaines particuliers qui définissent les éléments clés des DSR. Les DSR et les domaines particuliers qui ont servi à l’évaluation du rendement en matière de sûreté effectuée par la CCSN en 2016 se trouvent au tableau B.1.

Tableau B.1: Domaines de sûreté et de réglementation et domaines particuliers utilisés pour évaluer le rendement des titulaires de permis
DSR	Domaines particuliers
Système de gestion	Système de gestion Organisation Gestion des changements organisationnels Culture de sûreté Gestion de la configuration Gestion des documents Gestion des entrepreneurs Continuité des opérations
Gestion de la performance humaine	Programme de la performance humaine Formation du personnel Accréditation du personnel Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation Organisation du travail et conception de tâches Aptitude au travail
Conduite de l’exploitation	Réalisation des activités autorisées Procédures Rapports et établissement de tendances Rendement de la gestion des arrêts Paramètres d’exploitation sûre Gestion des accidents graves et rétablissement Gestion des accidents et rétablissement
Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté Étude probabiliste de sûreté Analyse de la criticité Analyse des accidents graves Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)
Conception matérielle	Gouvernance de la conception Caractérisation du site Conception de l’installation Conception des structures Conception des systèmes Conception des composants
Aptitude fonctionnelle	Aptitude fonctionnelle de l’équipement et performance de l’équipement Entretien Intégrité structurale Gestion du vieillissement Contrôle chimique Inspections et essais périodiques
Radioprotection	Application du principe ALARA Contrôle des doses des travailleurs Rendement du programme de radioprotection Contrôle des dangers radiologiques Dose estimée au public
Santé et sécurité classiques	Rendement Pratiques Sensibilisation
Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des émissions (rejets) Système de gestion de l’environnement Évaluation et surveillance Protection du public Évaluation des risques environnementaux
Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence classique Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire Préparation et intervention en cas d’incendie
Gestion des déchets	Caractérisation des déchets Réduction des déchets Pratiques de gestion des déchets Plans de déclassement
Sécurité	Installations et équipement Arrangements en matière d’intervention Pratiques en matière de sécurité Entraînements et exercices
Garanties et non-prolifération	Contrôle et comptabilité des matières nucléaires Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA Renseignements sur les activités et la conception Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
Emballage et transport	Conception et entretien des colis Emballage et transport Enregistrement aux fins d’utilisation

1. Système de gestion

Objectifs de rendement

Il y a un système de gestion efficace qui répond à toutes les exigences, atteint tous les objectifs connexes et permet au titulaire de permis de surveiller et de gérer en continu son rendement en fonction de ces objectifs et de maintenir une saine culture de sûreté.

2. Gestion de la performance humaine

Objectifs de rendement

Les travailleurs sont en nombre suffisant et la performance humaine est gérée de façon à ce que tous les travailleurs soient aptes, qualifiés et compétents et bénéficient du soutien nécessaire pour s’acquitter de leurs tâches en toute sûreté.

3. Conduite de l’exploitation

Ce DSR comprend un examen global de l’exécution des activités autorisées ainsi que des activités qui contribuent à l’atteinte d’un rendement efficace.

Objectifs de rendement

La centrale nucléaire est exploitée de façon sûre et sécuritaire, et une attention appropriée est accordée à la préservation de la santé, de la sûreté et de la sécurité des personnes, à la protection radiologique et de l’environnement et au respect des obligations internationales.

4. Analyse de la sûreté

Ce DSR porte sur la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de l’installation. Une analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers possibles associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée. L’analyse de la sûreté sert à examiner les mesures et les stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers. Dans le cas des centrales nucléaires, l’analyse de la sûreté fait appel principalement à une approche déterministe afin de démontrer l’efficacité de la mise en œuvre des fonctions fondamentales de sûreté, soit «le contrôle, le refroidissement et le confinement», en appliquant une stratégie fondée sur la défense en profondeur. Les facteurs de risque sont pris en compte et évalués au moyen d’études probabilistes de sûreté qui servent à cerner les menaces aux barrières physiques. Cependant, des marges de sûreté appropriées devraient être maintenues pour qu’il soit possible de tenir compte des incertitudes et des limites de l’approche probabiliste en matière de sûreté.

Objectifs de rendement

Les mises à jour de l’analyse de la sûreté tiennent véritablement compte de la rétroaction provenant de diverses sources afin de démontrer en continu une capacité pleine et entière à réguler la puissance, à refroidir le combustible et à contenir ou limiter tout rejet en provenance de la centrale nucléaire.

5. Conception matérielle

Ce DSR est lié aux activités qui ont une incidence sur la capacité des structures, des systèmes et des composants à respecter et à maintenir leur dimensionnement, compte tenu des nouvelles informations devenant disponibles au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe.

Objectifs de rendement

Les systèmes, structures et composants importants pour la sûreté et la sécurité continuent de respecter leur dimensionnement.

6. Aptitude fonctionnelle

Ce DSR est lié aux activités qui ont une incidence sur l’état physique des structures, des systèmes et des composants afin de veiller à ce qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes qui assurent la disponibilité de l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsque l’équipement doit servir.

Objectifs de rendement

Les structures, systèmes et composants dont le rendement peut avoir une incidence sur la sûreté ou la sécurité demeurent disponibles, fiables, efficaces et conformes aux exigences associées à la conception, aux analyses et aux mesures de contrôle de la qualité.

7. Radioprotection

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit permettre de faire en sorte que la contamination et les doses de rayonnement reçues par un individu soient surveillées, contrôlées et maintenues au niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA).

Objectifs de rendement

La protection de la santé et de la sécurité des personnes est assurée par la mise en œuvre d’un programme de radioprotection qui permet de veiller à ce que les doses de rayonnement soient maintenues sous les limites de dose réglementaires, à ce que les mesures en ce sens soient optimisées et à ce que le principe ALARA soit respecté.

8. Santé et sécurité classiques

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité au travail et à protéger le personnel et l’équipement.

Objectifs de rendement

Des pratiques et des conditions en matière de santé et de sûreté au travail permettent d’atteindre un niveau élevé de sécurité personnelle.

9. Protection de l’environnement

Objectifs de rendement

Le titulaire de permis prend toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement ainsi que la santé et la sécurité des personnes, notamment en détectant, en contrôlant et en surveillant les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l’environnement.

10. Gestion des urgences et protection-incendie

Ce DSR englobe les plans de mesures d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence mis en place pour permettre de faire face aux urgences et aux conditions inhabituelles. Il comprend également tous les résultats de la participation aux exercices.

Objectifs de rendement

Des mesures sont en place en matière de préparation aux situations d’urgence et de capacités d’intervention en cas d’incendie pour prévenir et atténuer les répercussions de rejets de substances nucléaires et dangereuses sur le site et à l’extérieur de celui-ci ainsi que les dangers d’incendie afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement.

11. Gestion des déchets

Ce DSR englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des opérations de l’installation jusqu’à ce que les déchets soient retirés de l’installation et transportés vers une installation distincte de gestion des déchets. Il inclut également la planification du déclassement.

Objectifs de rendement

Un programme de gestion des déchets propre à l’installation et au flux de déchets est élaboré, mis en œuvre et vérifié intégralement afin de contrôler et de réduire le plus possible le volume de déchets nucléaires découlant des activités autorisées. La gestion des déchets constitue un élément clé de la culture d’entreprise et de la culture de sûreté du titulaire de permis. Un plan de déclassement est tenu à jour.

12. Sécurité

Ce DSR englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis, les ordres ou les attentes visant l’installation ou l’activité.

Objectifs de rendement

Il n’y a pas de perte, de vol ou de sabotage de matières nucléaires ni de sabotage d’une installation autorisée.

13. Garanties et non-prolifération

Ce DSR englobe les programmes et les activités nécessaires au succès de la mise en œuvre des obligations découlant des accords relatifs aux garanties du Canada et de l’AIEA et du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

Objectifs de rendement

Le titulaire de permis se conforme aux mesures requises afin de satisfaire aux obligations internationales du Canada en matière de garanties, et ce, en faisant ce qui suit:

présentation en temps opportun de rapports et de renseignements précis
fourniture d’un accès et d’une aide aux inspecteurs de l’AIEA pour qu’ils puissent mener leurs activités de vérification
soumission de renseignements opérationnels annuels et de renseignements exacts sur la conception des structures, des processus et des procédures de la centrale nucléaire
élaboration et mise en œuvre satisfaisante de procédures appropriées relatives aux garanties de l’installation
démonstration de la capacité, confirmée par des évaluations de la CCSN au site, de respecter toutes les exigences à l’appui des vérifications de l’inventaire des matières nucléaires effectuées par l’AIEA

14. Emballage et transport

Ce DSR comprend les programmes liés à l’emballage et au transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation autorisée.

Objectifs de rendement

Les substances nucléaires sont emballées et transportées de façon sûre.

Annexe C : Définitions des cotes et méthodes d’attribution

C.1 Définitions

Les cotes de rendement utilisées dans le présent rapport sont définies comme suit:

Entièrement satisfaisant (ES)

Les mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis sont très efficaces. Le niveau de conformité aux exigences réglementaires est entièrement satisfaisant et le niveau de conformité pour le domaine de sûreté et de réglementation (DSR) ou le domaine particulier dépasse les exigences de même que les attentes de la CCSN. De façon générale, le niveau de conformité est stable ou s’améliore et les problèmes qui se présentent sont réglés rapidement.

Satisfaisant (SA)

L’efficacité des mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis est adéquate. Le niveau de conformité aux exigences réglementaires est satisfaisant. Le niveau de conformité pour le DSR répond aux exigences de même qu’aux attentes de la CCSN. Les déviations sont jugées mineures et on estime que les problèmes relevés posent seulement un faible risque quant au respect des exigences réglementaires et des attentes de la CCSN. Des améliorations appropriées sont prévues.

Inférieur aux attentes (IA)

L’efficacité des mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis est quelque peu en deçà des attentes. Le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inférieur aux attentes. Le niveau de conformité pour le DSR s’écarte des exigences ou des attentes de la CCSN, dans la mesure où il existe un risque modéré de manquement à la conformité. Des améliorations doivent être apportées afin que les lacunes relevées soient corrigées. Le titulaire de permis prend les mesures correctives requises.

Inacceptable (IN)

Les mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis sont clairement inefficaces. Le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inacceptable et la conformité est sérieusement mise à risque. Pour l’ensemble du DSR, le niveau de conformité est nettement inférieur aux exigences ou aux attentes de la CCSN, ou on constate une non-conformité générale. Si des mesures correctives ne sont pas prises, il y a de fortes chances que les lacunes entraîneront un risque inacceptable. Les problèmes ne sont pas résolus de façon efficace, aucune mesure corrective appropriée n’a été prise et aucun autre plan d’action n’a été proposé. Des mesures correctives sont requises immédiatement.

C.2 Méthode d’attribution des cotes de rendement

La méthode d’attribution des cotes de rendement est bien détaillée et fait appel à des sources multiples de données, ces dernières découlant principalement des constatations du personnel de la CCSN. Ces constatations proviennent des diverses activités de réglementation, comme les inspections, les visites sur le terrain, les examens des documents et le suivi des progrès réalisés par les titulaires de permis au chapitre de la mise en œuvre des mesures d’application de loi. La méthode est basée sur le jugement du personnel de la CCSN et sur un cumul systématique des calculs mathématiques des résultats.

La méthode est appliquée à trois niveaux distincts:

les domaines particuliers
les DSR
l’ensemble d’une centrale nucléaire (la cote intégrée de rendement (CIR) de la centrale)

Les spécialistes de la CCSN tiennent compte de l’importance des résultats dans un domaine particulier et utilisent leur jugement pour déterminer la cote de rendement pour ce domaine particulier.

Les cotes de rendement pour chaque DSR d’une centrale nucléaire sont déterminées à l’aide d’un algorithme. Cet algorithme sert à convertir chacune des cotes attribuées aux domaines particuliers des DSR en une valeur numérique à l’aide d’une table de conversion. Il permet ensuite de calculer la moyenne de ces valeurs et de convertir les valeurs (à l’aide d’une grille d’attribution de cotes) en une cote de rendement pour le DSR. On obtient ainsi des cotes de rendement pour chacun des 14 DSR, et ce, pour chacune des quatre centrales nucléaires au Canada.

Pour chacune des centrales nucléaires, on détermine une CIR en établissant la moyenne pondérée des cotes attribuées aux 14 DSR. Cette valeur numérique est alors ajustée et convertie (à l’aide d’une grille d’attribution de cotes) en une CIR globale pour la centrale en question.

En outre, le personnel de la CCSN calcule la moyenne des valeurs numériques des cotes pour les DSR et des CIR afin d’obtenir les moyennes du secteur, moyennes qui sont également converties en cotes, d’après la grille d’attribution des cotes.

Cette méthode est illustrée à la figureC.1. Afin de simplifier le graphique, celui-ci montre seulement quatre domaines particuliers et deux DSR.

Figure C.1: Méthode de détermination des cotes intégrées de rendement

Les étapes présentées à la figure C.1, de haut en bas, sont les suivantes:

Étape 1: Regroupement des constatations

Les constatations, qui proviennent de différentes sources, dont les inspections, les visites sur le terrain, les examens des documents et les activités de suivi des progrès réalisés par les titulaires de permis au chapitre de la mise en œuvre des mesures d’application de la loi, sont regroupées dans les différents domaines particuliers. Chaque constatation pour une centrale nucléaire est assignée au domaine particulier le plus applicable, pour un DSR donné.

Étape 2: Évaluation des constatations

Le personnel de la CCSN évalue l’importance pour la sûreté de chaque constatation et la classe dans la catégorie appropriée: élevée, moyenne, faible, négligeable ou conforme. La catégorie est établie en fonction de l’importance de l’incidence négative des conditions d’exploitation sur le rendement du domaine particulier, tel qu’il est décrit ci-dessous. Voici ces cinq catégories:

Très négative– Les mesures du titulaire de permis sont absentes, tout à fait inadéquates ou inefficaces pour ce qui est de satisfaire aux attentes ou à l’intention des exigences de la CCSN de même qu’aux attentes en matière de conformité.

Moyennement négative– Le rendement s’écarte considérablement des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN ou encore de l’intention de ces exigences, de même que des attentes en matière de conformité.

Faiblement négative– Le rendement s’écarte des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN ou encore de l’intention de ces exigences, de même que des attentes en matière de conformité.

Négligeable– Le rendement s’écarte à peine des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN, de même que des attentes en matière de conformité.

Positive – Le rendement est conforme aux exigences et aux attentes en matière de conformité de la CCSN.

Lorsque la constatation découle d’une activité du programme de vérification de la conformité (p.ex. une inspection), l’importance sera déterminée en tenant compte du contexte des critères de vérification pour cette activité.

Étape 3: Attribution d’une cote de rendement pour chacun des domaines particuliers

Le personnel de la CCSN examine l’importance pour la sûreté de toutes les constatations pertinentes et évalue l’efficacité globale des mesures de sûreté et de réglementation pour le domaine particulier. Cette évaluation est réalisée dans le contexte de l’objectif de rendement pour le DSR en cause, et le résultat est une cote de rendement ES, SA, IA ou IN, pour chaque domaine particulier, et ce, pour chaque centrale.

Étape 4: Attribution d’une cote de rendement pour chacun des DSR

On donne une valeur numérique aux cotes de rendement attribuées pour chacun des domaines particuliers. On détermine la valeur globale pour un DSR en faisant la moyenne des valeurs numériques du rendement dans les domaines particuliers qui s’y rattachent. Cette moyenne est ensuite convertie en une cote pour un DSR à l’aide d’une grille d’attribution de cotes. La figureC.2 illustre les valeurs (nombres entiers) assignées aux domaines particuliers au-dessus de la grille, et les plages utilisées pour la conversion des moyennes numériques en catégories de cotes pour les DSR, au bas de la grille.

Figure C.2 : Attribution d’une cote de rendement aux DSR

Étape 5: Détermination de la cote intégrée d’une centrale nucléaire

Les valeurs numériques des 14cotes attribuées aux DSR pour chaque centrale sont mathématiquement combinées à l’aide de facteurs de pondération. Les facteurs de pondération pour les DSR sont présentés dans le tableau C.1.

Tableau C.1 : Facteurs de pondération pour les DSR
N^o	DSR	Facteur de pondération
1	Système de gestion	0,073
2	Gestion de la performance humaine	0,069
3	Conduite de l’exploitation	0,069
4	Analyse de la sûreté	0,069
5	Conception matérielle	0,073
6	Aptitude fonctionnelle	0,069
7	Radioprotection	0,081
8	Santé et sécurité classiques	0,076
9	Protection de l’environnement	0,069
10	Gestion des urgences et protection-incendie	0,069
11	Gestion des déchets	0,071
12	Sécurité	0,071
13	Garanties et non-prolifération	0,071
14	Emballage et transport	0,071
	Total des facteurs de pondération	1,00

Une approche de réglementation tenant compte du risque permet de déterminer le facteur de pondération propre à chaque DSR. Pour les DSR1 à 10, les facteurs de pondération ont été déterminés par la comparaison du risque relatif estimé pour ces DSR par rapport à la sûreté globale de la centrale. Les DSR11 à 14 n’ont pas été pris en compte dans cette évaluation, car ils sont moins associés directement à la sûreté globale de la centrale. Dans le cas de ces DSR, les facteurs de pondération sont égaux et ont tout simplement la valeur de1/14.

Une fois que la moyenne pondérée est calculée, elle est ajustée (augmentée). Si on reconnaît que les cotes individuelles pour les DSR représentent une évaluation appropriée par rapport aux exigences et aux attentes aux niveaux des DSR, il est établi également que les exigences et les attentes chevauchent les DSR. Parexemple, certains DSR sont de nature transversale, comme le Système de gestion ou la Gestion de la performance humaine. Le personnel de la CCSN estime que, pour l’ensemble de la centrale, une moyenne pondérée des cotes numériques pour les DSR sous-estime l’efficacité globale des mesures combinées de sûreté et de réglementation. L’ajustement consiste à ajouter une valeur de 0,5 à la moyenne pondérée des cotes pour les DSR afin d’obtenir la valeur numérique finale.

La valeur finale calculée est convertie en une CIR, selon la grille d’attribution des cotes.

Étape 6: Détermination des cotes moyennes pour toutes les centrales nucléaires

Les cotes moyennes pour l’ensemble des centrales sont établies en faisant la moyenne des valeurs numériques attribuées aux différents DSR et aux CIR pour toutes les centrales nucléaires. Les valeurs moyennes sont converties en catégories de cotes à l’aide de la grille d’attribution des cotes.

Exemple

Étapes1 et 2: Détermination et évaluation des constatations

Dans cet exemple, nous prenons la centrale de Point Lepreau pour laquelle, en 2016, il y a eu 20constatations de faible importance sur le plan de la sûreté, 54constatations d’importance négligeable sur le plan de la sûreté et 133 constatations positives de conformité. Les spécialistes de la CCSN ont fait ces constatations lors d’activités de vérification de la conformité, les ont assignées aux DSR et à des domaines particuliers et ont déterminé leur importance pour la sûreté.

Étape 3: Attribution d’une cote de rendement pour chacun des domaines particuliers

Cet exemple porte sur le DSR Santé et sécurité classiques, pour lequel il y a eu un total de 10constatations à Point Lepreau, réparties dans trois domaines particuliers. De ces constatations, trois étaient positives sur le plan de la conformité, six avaient une importance négligeable sur le plan de la sûreté et une était de faible importance sur le plan de la sûreté. Les spécialistes de la CCSN ont évalué chaque domaine particulier et leur ont attribué la cote «Entièrement satisfaisant».

Étape 4: Attribution d’une cote de rendement pour chacun des DSR

Comme le montre le tableau C.2, une valeur numérique a été attribuée à la cote pour chaque domaine particulier (10 pour «Entièrement satisfaisant»). Une moyenne a ensuite été calculée pour ces valeurs afin de déterminer la cote numérique du DSR (qui est également de 10,0), qui a ensuite été convertie en catégorie de cote («Entièrement satisfaisant»), selon la grille d’attribution des cotes.

Tableau C.2 : Exemple de cote pour un DSR
			Cote pour chaque domaine particulier	Valeur du domaine particulier	Valeur du DSR	Cote pour le DSR
8.	Santé et sécurité classiques
H1	44	Rendement	ES	10
H2	45	Pratiques	ES	10
H3	46	Sensibilisation	ES	10
Cote pour le DSR de la centrale					10	ES

Étape5: Détermination de la CIR

Les valeurs pour les 14DSR sont multipliées par leurs facteurs de pondération individuels, puis additionnées ensemble pour obtenir une cote pondérée globale, comme l’indique la figure C.3.

Figure C.3 : Détermination de la CIR d’une centrale nucléaire

Le facteur d’ajustement de 0,5 est ajouté à la moyenne pondérée, pour donner la valeur numérique finale (c.-à-d. 7,34+0,5=7,84).

La valeur de 7,84 est ensuite convertie en une CIR «Satisfaisant» selon la grille d’attribution des cotes.

Annexe D : Recherche et développement à l’appui de la réglementation des centrales nucléaires

La présente annexe contient des renseignements sur les activités de recherche et développement (R-D) menées par le secteur nucléaire et la CCSN afin de renforcer la sûreté des centrales en exploitation. Cette annexe contient également des renseignements sur les questions de sûreté qui sont à la base des activités de R-D et qui sont assujetties à une surveillance réglementaire.

D.1 Activités de R-D du secteur nucléaire

Le programme de R-D du Groupe des propriétaires de CANDU (COG) et le programme relatif à l’ensemble des outils normalisés de l’industrie sont parrainés par trois services publics canadiens (Bruce Power, OPG et Énergie NB), par la Romanian Societatea Nationala NuclearElectrica et par les Laboratoires Nucléaires Canadiens. En 2015-2016, la société Korea Hydro et la Nuclear Power Company ont parrainé les programmes de R-D en matière de sûreté et d’autorisation et relatif à l’ensemble des outils normalisés de l’industrie.

Tel qu’il est mentionné dans le document COG-15-9007, Vue d’ensemble du programme de R-D du COG: 2015-2016, les programmes de R-D du COG et le programme relatif à l’ensemble d’outils normalisés de l’industrie ont été mis sur pied afin de soutenir l’exploitation sûre, fiable et efficiente des réacteurs CANDU, et ils sont gérés selon les cinq domaines techniques suivants:

Canaux de combustible
Sûreté et autorisation
Santé, sécurité et environnement
Chimie, matériaux et composants
Outils normalisés de l’industrie

La CCSN a examiné au cours de l’année divers documents du secteur nucléaire portant sur les plans de travail, les méthodes d’analyse et les résultats de ces programmes qui se poursuivent.

En 2016, le personnel de la CCSN a procédé à un examen pilote de travaux de R-D du COG sélectionnés. Les objectifs de cette évaluation réglementaire de la R-D réalisée par les titulaires de permis étaient les suivants:

confirmer que les rapports sur les programmes fournissent l’information indiquée dans le document REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires
évaluer l’efficacité des programmes de R-D pour ce qui est de régler les problèmes de sûreté
évaluer la gestion de la capacité en R-D par le secteur nucléaire, c’est-à-dire évaluer s’il maintient une capacité lui permettant de répondre aux problèmes émergents, de soutenir les améliorations technologiques et d’assurer la préservation de la base de connaissances
vérifier qu’un processus systématique est en place, qui permet de déterminer les domaines de recherche qui sont importants sur le plan de la sûreté
contribuer à l’évaluation du programme global de R-D afin de déterminer dans quelle mesure la R-D permet de soutenir la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que les rapports du COG qu’il a examinés répondaient aux attentes de tous les éléments d’évaluation. Le personnel de la CCSN a conclu que la R-D menée par le COG contribue de manière efficace à la résolution des problèmes de sûreté.

Bruce Power et Ontario Power Generation continuent de prendre part à une initiative conjointe de R-D avec le COG, soit le projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible. Ce projet vise à élaborer les méthodes techniques et à concevoir les outils analytiques nécessaires pour continuer de démontrer l’aptitude fonctionnelle des canaux de combustible au-delà de leur durée de vie nominale de 210000 heures équivalentes pleine puissance.

D.2 Activités de R-D de la CCSN

La CCSN s’est dotée d’un programme de recherche actif qui met l’accent sur les questions réglementaires et qui est administré par la Division de la recherche en réglementation et de l’évaluation. Bien que le programme englobe tous les domaines de sûreté et de réglementation (DSR), il porte surtout sur l’analyse de la sûreté, la conception matérielle et l’aptitude fonctionnelle. Le programme joue également un rôle dans le cadre de divers programmes internationaux qui sont pertinents sur le plan de la sûreté des centrales nucléaires. Des exemples d’activités de recherche actives en 2016 qui s’appliquent aux centrales nucléaires se trouvent ci-dessous. La plupart des rapports finaux sur ces activités sont affichés sur la page du site Web de la CCSN consacrée à l’information scientifique et technique.

Analyse de la sûreté

La CCSN a déterminé qu’elle devait renforcer sa capacité de réagir à un accident grave. Les nombreuses activités suivantes répondent à ce besoin.

Simulation analytique pour mieux comprendre l’efficacité des mesures de gestion des accidents graves

La mise en œuvre de contre-mesures ou de mesures pour atténuer les conséquences d’un accident grave à une centrale nucléaire, le cas échéant, constitue un volet essentiel de la gestion des accidents. Ces mesures d’atténuation forment les lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) propres à chaque centrale nucléaire. Les LDGAG canadiennes génériques s’inspirent de celles élaborées à l’origine par le groupe des propriétaires de réacteurs produits par la société Westinghouse. Les LDGAG génériques ont constitué le fondement des LDGAG propres aux centrales, élaborées par les divers titulaires de permis. Ce projet de recherche vise à mieux comprendre l’efficacité des mesures propres aux LDGAG afin d’aider le personnel de la CCSN à évaluer le programme de gestion des accidents graves établi pour les centrales nucléaires CANDU.

Évaluation de RELAP5 pour permettre la circulation naturelle

En cas de perte totale de l’alimentation normale, de secours et d’urgence, on doit se fier à la circulation naturelle pour extraire la chaleur du cœur et l’envoyer vers les générateurs de vapeur. Le document de travail évalue la capacité de RELAP5 (code informatique élaboré par la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États-Unis) à simuler le comportement thermohydraulique des systèmes de refroidissement primaire et secondaire en circulation naturelle.

Analyse d’un code TICPPC relatif à un accident grave dans une piscine de stockage du combustible usé

Un groupe d’experts a été mis sur pied pour recueillir l’information nécessaire afin d’établir un code pour la modélisation des accidents graves potentiels dans une piscine de stockage du combustible usé d’un réacteur CANDU. Le groupe présentera le tableau d’identification et de classement des phénomènes et des paramètres clés (TICPPC) et formulera des recommandations à la CCSN sur la façon de mettre le code en œuvre.

Application de la méthode de Bayes pour évaluer le seuil de déclenchement de la protection contre la surpuissance locale (PSL)/protection contre la surpuissance neutronique (PSN)

Dans une autre recherche sur l’analyse de la sûreté, la CCSN étudie l’application de la méthode Bayes pour établir les valeurs des seuils de déclenchement pour les réacteurs nucléaires. Un logiciel fondé sur un cadre mathématique élaboré antérieurement est en cours de conception. Ce logiciel aidera le personnel de la CCSN à évaluer les seuils de déclenchement des systèmes de protection contre la surpuissance locale ou neutronique dans des conditions de vieillissement.

Conception matérielle

Développement d’outils analytiques pour l’analyse de la structure du sol

L’étude de l’impact des séismes sur les installations nucléaires fait partie intégrante d’une évaluation de la sûreté. L’interaction sol-structure sismique est un élément clé dans la prévision des répercussions d’un phénomène sismique. Dans certains cas, l’interaction sol-structure peut donner lieu à des marges sismiques trop prudentes, tandis que dans d’autres cas, les effets sismiques peuvent être sous-estimés. La CCSN mène des recherches sur des méthodes et des modèles nouveaux pour dissiper ces incertitudes dans l’interaction sol-structure sismique et elle progresse en ce qui concerne la mise en œuvre de ces méthodes et modèles dans un logiciel.

Élaboration et mise à l’épreuve des exigences réglementaires relatives aux structures en béton renforcé de plaques d’acier

Les nouvelles constructions comprennent des structures composites modulaires, mais il n’existe pas à l’heure actuelle de disposition relative au code ou d’exigence réglementaire pour ce type de structure. Un projet de recherche de trois ans a été récemment mené à bien pour remédier à cette lacune. Ce projet devrait aider le personnel de la CCSN à mettre en place des exigences réglementaires pour les structures composites.

Programme multinational d’évaluation de la conception de l’OCDE

Le Programme multinational d’évaluation de la conception de l’OCDE est une initiative multinationale en matière de sûreté entreprise par les autorités de sûreté qui vise à élaborer des approches normalisées pour l’examen des nouvelles conceptions de centrales nucléaires. Ce programme porte sur les conceptions futures, mais il a aussi une incidence sur l’assurance-qualité des centrales nucléaires existantes.

Évaluation de l’incertitude dans les données sur le plutonium 239 (R599.1) et les critères de référence et méthodes d’analyse du réacteur ZED-2

La recherche fondamentale portant sur les questions de sûreté des réacteurs, par exemple la réactivité cavitaire, demeure nécessaire. La CCSN a fourni des fonds pour ces deux initiatives de recherche. La recherche se poursuivra aux Laboratoires Nucléaires Canadiens grâce au financement du fonds fédéral de la science et de la technologie nucléaires.

Aptitude fonctionnelle

La CCSN a déterminé qu’elle devait renforcer son cadre de délivrance de permis, de vérification de la conformité et de réglementation en vue de l’exploitation des centrales nucléaires canadiennes à long terme et après leur réfection. Outre les activités de recherche présentées ci‑dessous, elle apporte son soutien au programme international de leçons tirées du vieillissement générique de l’AIEA. Au moyen de cette collaboration, la CCSN espère profiter de la vaste expérience internationale sur le vieillissement des composants des centrales nucléaires.

Mises à jour du code PRO-LOCA

Les outils de gestion du risque, comme les études probabilistes de sûreté, sont maintenant utilisés fréquemment dans le processus décisionnel des organismes de réglementation. Les codes de mécanique probabiliste de la rupture et des bases de données sur l’expérience en exploitation sont utilisés pour évaluer les risques associés à l’exploitation des centrales nucléaires vieillissantes. Le code PRO-LOCA est un de ces codes de mécanique probabiliste de la rupture. Il a été élaboré à l’origine à l’intention de la NRC des États-Unis dans le cadre de son programme sur les accidents de perte de réfrigérant primaire dus à une grosse brèche. La CCSN apporte son soutien par l’intermédiaire du Groupe des propriétaires de CANDU pour assurer la tenue à jour du code PRO-LOCA.

Évaluation des méthodes probabilistes liées aux fuites avant rupture

L’industrie du CANDU a proposé un nouveau cadre probabiliste pour les fuites avant rupture composé de méthodes de niveau 1 et 2. Un tiers indépendant a évalué ces méthodes probabilistes pour les tubes de force des réacteurs CANDU.

Évaluation réglementaire des fuites qui s’écoulent par des fissures dans les composants de tubes de générateur de vapeur

Des recherches sont en cours pour élaborer une base de données exhaustive et modéliser le processus de dégradation des tubes d’un générateur de vapeur et les taux de fuite en découlant. Cette information aidera la CCSN à vérifier les évaluations de l’aptitude fonctionnelle des tubes de générateur de vapeur à mesure que les centrales nucléaires vieilliront.

Modélisation statistique des effets du vieillissement sur les taux de fuite des composants de tuyaux

La CCSN parraine l’élaboration d’un document d’orientation générique ainsi que de méthodes et de techniques connexes afin de déterminer l’exploitabilité statistique pour des événements mettant en cause des composants passifs métalliques (p.ex. acier au carbone) dégradés ou défectueux.

Examen de l’applicabilité des recommandations de l’EPRI concernant le programme de recherche sur la corrosion accélérée par l’écoulement dans les systèmes de tuyauterie des centrales nucléaires CANDU

La corrosion accélérée par l’écoulement (CAE) a entraîné plusieurs défaillances des systèmes de tuyauterie dans la partie classique (non nucléaire) de centrales nucléaires aux États‑Unis et au Japon. Les deux accidents ont causé la mort de travailleurs à proximité des systèmes de tuyauterie au moment de la rupture. L’Electric Power Research Institute (EPRI) a entrepris d’élaborer un programme pour gérer les mécanismes de dégradation. Des titulaires de permis américains et canadiens ont adopté les pratiques recommandées et le logiciel de modélisation prévisionnelle développés par l’EPRI pour gérer la dégradation liée à la CAE. Les pratiques recommandées par l’EPR ont fait l’objet d’un examen indépendant destiné à s’assurer qu’elles permettent d’éliminer la vulnérabilité à la CAE des systèmes de tuyauterie ayant un diamètre supérieur à six pouces dans la partie classique des centrales nucléaires CANDU.

Analyse des mécanismes de dégradation de l’isolation des câbles et de l’équipement d’instrumentation et de contrôle en raison du vieillissement dans une centrale nucléaire déclassée

La dégradation des câbles électriques attribuable au vieillissement et à l’exposition au rayonnement pose problème. Avec la collaboration d’Hydro-Québec, la CCSN récupère des câbles du réacteur nucléaire de la centrale nucléaire de Gentilly-2 mise à l’arrêt définitif. Ces câbles feront l’objet d’analyses en laboratoire visant à évaluer le degré de dégradation. Les résultats serviront à valider les normes et les codes ainsi que les méthodes d’essai accélérées actuellement utilisées.

Corrosion des pieux H en acier aux centrales nucléaires

Les centrales nucléaires et les structures essentielles sont soutenues par une série de pieux H en acier en service depuis près de 50 ans. La corrosion réduira la résistance de ces pieux aux charges nominales, mais il est difficile d’évaluer leur degré de dégradation du fait que les pieux en question se trouvent sous le bâtiment du réacteur. Des spécialistes ont formulé des avis sur les moyens d’évaluer la dégradation probable liée à la corrosion et de surveiller l’ampleur de la corrosion.

Enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes

Au moment d’envisager le prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires, il faut examiner les mécanismes de dégradation pour les ouvrages civils existants. La CCSN doit terminer en 2017 une étude exhaustive de la dégradation du béton attribuable à la réaction alcaline des agrégats.

Radioprotection

Examen de la protection oculaire assurée par les lunettes (R651.1)

Le cristallin de l’œil est l’un des tissus les plus radiosensibles du corps. Son opacification, autrement dit l’apparition d’une cataracte à un stade avancé, constitue le principal effet sur la santé qui est préoccupant. Selon plusieurs études épidémiologiques portant sur des sujets humains et études expérimentales portant sur des sujets animaux, une cataracte peut se développer à la suite d’une exposition à une dose de rayonnement ionisant bien inférieure à la valeur envisagée précédemment. Dans le cadre de l’examen de cette question, des recherches sont en cours pour déterminer le facteur de blindage offert par les lunettes de protection couramment utilisées dans l’industrie nucléaire.

Exposition aux dangers associés au tritium et au rayonnement alpha

Les travaux portant sur la toxicité du tritium et la biosolubilité des radionucléides émetteurs de rayons alpha se poursuivent grâce au financement du fonds fédéral pour la science et la technologie nucléaires.

La CCSN offre également un soutien au North American Technical Centre, qui gère le système d’information sur la radioprotection professionnelle, un programme auquel les opérateurs des centrales nucléaires canadiennes participent également.

Gestion de la performance humaine

Selon le projet de document REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, les travailleurs ayant un problème de toxicomanie ou de dépendance confirmé devraient se soumettre à des tests de dépistage de suivi de la consommation d’alcool et de drogues. Avant de reprendre des fonctions importantes sur le plan de la sûreté, ils devraient être jugés aptes par un professionnel de la santé dûment qualifié. La CCSN a déterminé qu’elle devait établir les compétences et l’accréditation des professionnels de la santé travaillant dans le domaine de la toxicomanie. Elle a entrepris un sondage auprès de parties intéressées pertinentes dans des industries où la sûreté revêt une importance particulière partout au Canada.

D.3 Questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU

La CCSN a en place une approche réglementaire exhaustive afin de régler systématiquement les problèmes de sûreté lorsqu’ils se présentent, dans le cadre de ses activités de réglementation des centrales nucléaires. La plupart des problèmes qui surviennent ne présentent pas une incertitude importante et peuvent être réglés par les titulaires de permis, sous la supervision de la CCSN, dans le cadre des programmes réguliers. Cependant, certains problèmes qui se présentent comportent un degré d’incertitude qui échappe aux approches habituelles. Lorsque ces problèmes sont de nature générique (c.-à-d. qu’ils touchent plus d’une centrale), la CCSN établit alors une question de sûreté relative aux CANDU (QSC) afin de définir le problème, d’établir des critères pour le régler et de suivre les progrès en ce sens. Les QSC sont classées dans les catégories 1, 2 ou 3, en fonction de leur importance en matière de sûreté, telles que décrites au tableau D.1. Ces QSC reflètent le degré d’incertitude associé au problème.

Il convient de mentionner que certaines QSC s’appliquent également à d’autres types de réacteurs.

Tableau D.1: Catégories de QSC par ordre d’importance pour la sûreté
Catégorie	Description
1	Cette question a été traitée de manière satisfaisante au Canada.
2	Cette question demeure préoccupante au Canada. Cependant, les titulaires de permis ont pris des mesures de contrôle appropriées pour la régler et maintenir des marges de sûreté adéquates.
3	Cette question demeure préoccupante au Canada. Des mesures ont été prises pour maintenir les marges de sûreté, mais de la recherche ou des analyses additionnelles sont requises afin d’améliorer les connaissances au sujet de cette question, de mieux la comprendre et de confirmer que les mesures prises sont adéquates.

Les questions entrant dans la catégorie3 des QSC ne remettent pas en cause la sûreté des réacteurs en exploitation, puisque leur bilan en matière de sûreté en exploitation a atteint un très haut niveau. Elles portent plutôt sur des domaines où des incertitudes existent sur le plan des connaissances, l’évaluation de la sûreté est fondée sur des hypothèses prudentes ou des décisions de l’organisme de réglementation sont nécessaires ou doivent être confirmées. D’autres travaux, notamment en recherche expérimentale, peuvent être nécessaires pour déterminer avec plus d’exactitude l’effet global d’une question sur la sûreté de l’exploitation de l’installation et confirmer que les marges de sûreté sont adéquates.

La CCSN maintient le contrôle réglementaire de la résolution des QSC de catégorie3 en gardant constamment un œil sur la voie à suivre, déterminée au moyen d’une entente entre la CCSN et les titulaires de permis de centrales nucléaires. La résolution des QSC consiste habituellement à réaliser des travaux pour démontrer et confirmer que le problème peut changer de catégorie, c’est-à-dire passer de la catégorie3 à la catégorie2.

La CCSN dispose de divers mécanismes de surveillance réglementaire des questions de sûreté qui ne sont pas des QSC de catégorie3. Par exemple, lorsqu’un problème générique présentant une certaine incertitude est résolu et qu’une QSC de catégorie3 est passée à la catégorie2, la CCSN peut créer des mesures de suivi propres à chaque centrale, afin d’assurer la surveillance réglementaire de la mise en œuvre, par chaque titulaire de permis, des améliorations nécessaires à leur centrale pour régler le problème.

La résolution des autres problèmes de sûreté qui ne sont pas des QSC de catégorie3 est également décrite dans ce rapport. Parexemple, les mesures prises relativement à Fukushima ont reçu une grande priorité et ont été réglés afin d’accroître la défense en profondeur dans les meilleurs délais pour tenir compte des incertitudes (p.ex. la probabilité d’une panne d’électricité totale de la centrale, tout comme à Fukushima). La CCSN a établi des mesures de suivi propres aux centrales afin de suivre les améliorations apportées à celles-ci et qui tenaient compte des leçons apprises à la suite de l’accident de Fukushima. Un autre exemple est le projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible, qui est équivalent à une QSC de catégorie2 et pour lequel la CCSN assure une surveillance réglementaire par des activités de suivi régulières et un échange de correspondance.

Au début de 2016, six QSC de catégorie3 nécessitant des études expérimentales ou analytiques supplémentaires étaient en cours de résolution, comme l’indiquent les tableauxD.2 et D.3. Trois de ces QSC touchaient les accidents de perte de réfrigérant primaire dus à une grosse brèche (APRPGB), et les trois autres étaient de nature différente.

Tableau D.2: Renseignements sur les QSC de catégorie 3 ayant trait aux APRPGB toujours actives en 2016
QSC	Titre	Brève description
AA 9	Analyse portant sur le coefficient de réactivité cavitaire	L’événement de dimensionnement de type accident de perte majeure de réfrigérant primaire est l’un des accidents les plus difficiles à analyser dans le cas des réacteurs CANDU parce qu’il existe toujours certaines incertitudes concernant plusieurs aspects du fonctionnement du réacteur en conditions d’accident.
PF 9	Comportement du combustible lors de transitoires à haute température
PF 10	Comportement du combustible lors de transitoires comportant des pointes de puissance

Tableau D.3: Renseignements sur les QSC de catégorie3 non associées aux APRPGB toujours actives en 2016
QSC	Titre	Brève description
GL 3	Vieillissement des équipements et des structures	Dans une centrale nucléaire, les fonctions liées à la sûreté doivent demeurer efficaces pendant toute la durée de vie de la centrale. Le titulaire de permis doit avoir mis en œuvre des programmes permettant de prévenir, détecter et corriger toute dégradation importante due au vieillissement.
IH 6	Évaluation systématique des effets des bris de conduite à haute énergie	Les effets dynamiques des bris de conduite à haute énergie (p.ex. effets de jet et de fouettement des conduites) peuvent entraîner la défaillance des structures, systèmes et composants et rendre indisponible la défense en profondeur.
PF 18	Comportement des grappes et des éléments de combustible dans des conditions post-asséchement	Des modèles spécifiques, comme la déformation des grappes de combustible, doivent être améliorés afin d’accroître le niveau de confiance dans la prédiction de la défaillance des éléments ou des canaux de combustible.

À la fin de 2016, les QSC GL3 et PF18 (non liées aux APRPGB) ont été reclassées à la catégorie2. Des renseignements détaillés sur les progrès en vue de la résolution des QSC de catégorie3 sont présentés à la section 2.1.4. Des renseignements additionnels concernant leur résolution et les QSC en général sont présentés dans les documents CMD 16-M34 et CMD17‑M12.

La CCSN continue de surveiller les questions de sûreté et l’expérience en exploitation afin de déterminer s’il y a lieu d’établir de nouvelles QSC de catégorie3.

Annexe E : Doses efficaces collectives aux centrales nucléaires

Les figures qui suivent indiquent la tendance sur une période de cinq ans en ce qui concerne la dose efficace collective annuelle (ci-après «dose collective») reçue par les travailleurs à chacune des centrales nucléaires. Ces données montrent à quel moment les doses ont été reçues (c.-à-d. lorsque le réacteur fonctionnait ou pendant des périodes d’arrêt ou de réfection) ainsi que les voies d’exposition (c.-à-d. interne ou externe). Les doses présentées dans les figures sont celles reçues par le même groupe de travailleurs.

Pour chacune des centrales nucléaires:

La première figure montre les doses collectives reçues lors d’activités d’exploitation courantes comparativement à celles reçues en période d’arrêt ou de réfection. Dans les deux cas, les données incluent les doses externes et internes.
La deuxième figure montre les doses collectives reçues à la suite d’expositions externes et internes pendant toutes les activités radiologiques effectuées au cours de l’année.

La dose collective annuelle est la somme des doses efficaces reçues par tous les travailleurs à une centrale nucléaire au cours d’une année. Elle est mesurée en personnes-Sieverts (p-Sv). Il n’existe pas de limite réglementaire de dose pour la dose collective annuelle; toutefois, la dose collective est utilisée sur le plan international comme indicateur de rendement du programme de maintien des doses au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA).

Dans le cas des activités d’exploitation régulières, les variations d’une année à l’autre sont fonction, en partie, de la période pendant laquelle la centrale nucléaire a été en exploitation chaque année ainsi que des débits de dose typiques liés au fonctionnement de la centrale nucléaire.

Les doses reçues en temps d’arrêt (prévu et imprévu) comprennent la dose à tous les travailleurs, y compris celles aux employés des entrepreneurs. Le nombre d’arrêts par année, l’importance et la durée des travaux, le nombre de travailleurs y participant et les débits de dose liés aux travaux en temps d’arrêt sont des paramètres qui font varier les doses.

La dose externe représente la portion de la dose attribuable aux sources de rayonnement à l’extérieur du corps. La dose interne représente celle attribuable aux substances radioactives absorbées par l’organisme.

En 2016, environ 88% de la dose collective totale aux travailleurs était attribuable aux activités en temps d’arrêt. De plus, environ 88 % de la dose collective totale aux travailleurs était attribuable à l’exposition externe. Pour ce qui est d’environ 12% de la dose reçue attribuable à l’exposition interne, le tritium était le principal contributeur.

Remarque: Il faut faire preuve de prudence lorsqu’on compare les doses efficaces collectives d’une centrale nucléaire à l’autre. En effet, ce type de comparaisons n’est pas toujours pertinent en raison des différences entre les centrales nucléaires (p. ex. sur le plan de la conception, de l’âge, de l’exploitation et de l’entretien).

E.1 Doses collectives annuelles aux centrales de Bruce-A et Bruce-B

En 2016, Bruce Power a mis en œuvre des stratégies de gestion et de planification à Bruce-A et Bruce-B pour contrôler la dose collective et réduire au minimum l’exposition individuelle, selon le principe ALARA.

Bruce-A

Les figures E.1 et E.2 illustrent les doses collectives reçues aux tranches 1 à 4 de la centrale de Bruce-A.

À la centrale de Bruce-A, les quatre tranches étaient en exploitation et ont été à l’arrêt environ 229 jours au total. Les activités lors des arrêts à Bruce-A ont compté pour approximativement 93% de la dose collective totale. Les activités régulières ont compté pour environ 7% de la dose collective totale.

La dose interne a représenté environ 7% de la dose collective totale pour la centrale de Bruce-A, ce qui représente une légère augmentation par rapport à 2015 (alors que la dose interne était de 5% de la dose totale), et était attribuable aux fuites de caloporteur primaire qui sont survenues pendant les arrêts imprévus aux tranches3 et4.

Bruce-B

Les figures E.3 et E.4 illustrent les doses collectives aux tranches 5 à 8 de la centrale de Bruce-B.

À la centrale de Bruce-B, les quatre tranches en exploitation ont été à l’arrêt 194 jours au total. Les activités lors des arrêts à Bruce-B ont compté pour approximativement 91% de la dose collective totale. Les activités régulières ont compté pour environ 9% de la dose collective totale.

La dose interne a représenté environ 3% de la dose collective totale, une diminution par rapport à la dose déclarée en 2015 (6%).

Figure E.1: Dose collective (p-mSv) reçue pour chaque état d’exploitation à la centrale de Bruce-A, de 2012 à 2016*
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	161	334	367	372	329
Refurbishment/Outage	12906	954	3385	4383	4118
Total	13077	1288	3752	4755	4447
* Des travaux de réfection ont été réalisés entre 2010 et 2012.

Figure E.2: Dose collective (p-mSv) par exposition interne et externe à la centrale de Bruce-A, de 2012 à 2016*
	2012	2013	2014	2015	2016
Dose interne	563	73	260	259	329
Dose externe	12514	1215	3492	4496	4118
Total	13077	1288	3752	4755	4447
* Des travaux de réfection ont été réalisés entre 2010 et 2012.

Figure E.3: Dose collective (p-mSv) reçue pour chaque état d’exploitation à la centrale de Bruce-B, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	495	525	547	506	470
Arrêts	994	5138	4632	2149	4863
Total	1489	5663	5179	2655	5333

Figure E.4: Dose collective (p-mSv) par exposition interne et externe à la centrale de Bruce-B, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Dose interne	120	323	228	154	180
Dose externe	1369	5340	4951	2501	5153
Total	1489	5663	5179	2655	5333

E.2 Doses collectives annuelles à la centrale de Darlington

En 2016, Ontario Power Generation (OPG) a mis en œuvre des stratégies de gestion et de planification à Darlington pour contrôler la dose collective et réduire au minimum l’exposition individuelle, selon le principe ALARA.

Les figures E.5 et E.6 illustrent les doses collectives aux tranches 1 à 4 de la centrale de Darlington.

À Darlington, quatre tranches étaient en exploitation et ont été à l’arrêt 135jours au total. L’arrêt pour la réfection de la tranche2 a commencé en octobre 2016, pour une durée de 76jours.

Les activités lors des arrêts à Darlington ont représenté environ 84% de la dose collective totale, ce qui était légèrement inférieur à la dose observée en 2015, et reflétait la portée et la nature des travaux. Les activités régulières ont compté pour environ 16% de la dose collective totale.

La dose interne a représenté environ 17% de la dose collective totale, une légère diminution par rapport à la dose interne de 18% déclarée en 2015.

Figure E.5: Dose collective (p-mSv) reçue pour chaque état d’exploitation à la centrale de Darlington, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	292	382	391	329	495
Arrêts	1500	4067	1813	2311	2600
Total	1792	4449	2204	2640	3095

Figure E.6: Dose collective (p-mSv) par exposition interne et externe à la centrale de Darlington, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Dose interne	246	576	338	485	519
Dose externe	1546	3873	1866	2155	2576
Total	1792	4449	2204	2640	3095

E.3 Doses collectives annuelles à la centrale de Pickering

En 2016, OPG a mis en œuvre des stratégies de gestion et de planification à Pickering pour contrôler la dose collective et réduire au minimum l’exposition individuelle, selon le principe ALARA.

Les figures E.7 et E.8 illustrent les doses collectives à la centrale de Pickering.

À Pickering, les tranches1, 4 et 5 à 8 étaient en exploitation et ont été à l’arrêt environ 486jours au total. Les tranches2 et 3 sont demeurées en état de stockage sûr. Les activités d’inspection et les travaux d’entretien pendant les arrêts ont compté pour approximativement 85% de la dose collective totale à la centrale. Les activités régulières ont compté pour environ 15% de la dose collective totale.

La dose interne a représenté environ 20% de la dose collective totale, une augmentation par rapport à la dose interne de 15% déclarée en 2015. Cette augmentation est attribuable en partie à une teneur élevée en tritium dans l’eau lourde du circuit caloporteur, et à des teneurs élevées en tritium dans la salle du modérateur et les voûtes et à des arrêts prolongés.

Figure E.7: Dose collective (p-mSv) reçue pour chaque état d’exploitation à la centrale de Pickering, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	857	682	721	747	762
Arrêts	7565	3764	4686	4802	4296
Total	8422	4446	5406	5549	5058

Figure E.8: Dose collective (p-mSv) par exposition interne et externe à la centrale de Pickering, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Dose interne	921	696	915	821	991
Dose externe	7501	3750	4491	4728	4067
Total	8422	4446	5406	5549	5058

E.4 Doses collectives annuelles à la centrale de Point Lepreau

En 2016, Énergie NB a mis en œuvre des stratégies de gestion et de planification à Point Lepreau pour contrôler la dose collective et réduire au minimum l’exposition individuelle, selon le principe ALARA.

Les figures E.9 et E.10 illustrent les doses collectives à la centrale de Point Lepreau.

Point Lepreau est une centrale à tranche unique qui était en exploitation et a été à l’arrêt pendant 76jours. Les activités lors des arrêts à Point Lepreau ont compté pour approximativement 80% de la dose collective totale. Les activités régulières ont compté pour environ 20% de la dose collective totale à la centrale. L’augmentation de la dose collective totale illustrée aux figuresE.9 et E.10 est en grande partie attribuable à la portée des activités liées aux arrêts prévus.

La dose interne a représenté environ 18% de la dose collective totale à la centrale, ce qui représente une diminution par rapport à la dose interne de 20% déclarée en 2015. La contribution du tritium à la dose était en grande partie attribuable aux travaux sous rayonnement dans les systèmes d’eau lourde, qui ont été réalisés pendant l’arrêt prévu. Ces activités ont exposé des personnes au tritium (p. ex. lors de la réparation d’un raccord du circuit caloporteur primaire et le remplacement d’un joint d’étanchéité d’une pompe du modérateur).

Figure E.9: Dose collective (p-mSv) reçue pour chaque état d’exploitation à la centrale de Point Lepreau, de 2012 à 2016*
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	8	178	148	144	199
Arrêts	939	47	397	76	806
Total	947	225	545	220	1005
* Des travaux de réfection ont eu lieu à la centrale nucléaire entre 2010 et 2012.

Figure E.10 : Dose collective (p-mSv) par exposition interne et externe à la centrale de Point Lepreau, de 2012 à 2016*
	2012	2013	2014	2015	2016
Dose interne	213	33	77	44	183
Dose externe	734	192	468	176	822
Total	947	225	545	220	1005
* Des travaux de réfection ont eu lieu à la centrale nucléaire entre 2010 et 2012.

E.5 Moyenne des doses collectives aux centrales nucléaires en exploitation au Canada

En tout, 19 réacteurs étaient en exploitation au Canada en 2016.

Comme le montrent les figures E.11 et E.12, la dose collective totale et la dose collective moyenne par tranche, dans les centrales canadiennes en exploitation, ont augmenté légèrement par rapport à 2015. Cette augmentation reflète la nature et la portée des travaux réalisés à chaque centrale en 2016. La dose attribuable aux activités régulières est demeurée relativement stable.

La dose collective annuelle en 2016, par tranche en exploitation, est comparable à la moyenne d’environ 1p-Sv par tranche observée au cours des cinq années précédentes (de 2011 à 2015). Au Canada, les réacteurs ont maintenu une dose collective annuelle moyenne par tranche de réacteur d’environ 1p-Sv au cours des années récentes, sauf en 2012, alors que la dose collective était supérieure en raison des travaux de réfection réalisés entre 2010 et 2012. Terminés en 2012, les travaux de réfection ont donc cessé d’être un facteur important contribuant à la dose, ce qui a entraîné une diminution des moyennes dans le secteur nucléaire canadien.

La mise en œuvre d’initiatives visant à respecter le principe ALARA (p. ex. l’utilisation de blindage amélioré, les activités visant à réduire les termes sources et une meilleure planification des travaux) continue de maintenir la dose collective moyenne à 1 p-Sv par tranche, malgré une augmentation des travaux effectués lors d’arrêts en 2016.

Figure E.11: Dose collective (p-Sv) reçue pour chaque état d’exploitation aux centrales nucléaires en exploitation au Canada, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Activités régulières	1.89	2.10	2.17	2.10	2.25
Arrêts	21.84	14.02	15.02	13.74	16.68
Total	23.73	16.12	17.19	15.84	18.94

Figure E.12: Dose collective moyenne (p-Sv/Unit) reçue aux centrales nucléaires en exploitation au Canada, de 2012 à 2016
	2012	2013	2014	2015	2016
Toutes les centrales nucléaires au Canada	1.32	0.85	0.90	0.83	1.00

Annexe F : Limites de rejet dérivées pour les centrales nucléaires canadiennes

Afin d’estimer les doses de rayonnement reçues par les membres du public à la suite de rejets courants des centrales nucléaires, on utilise une unité appelée «limite de rejet dérivée» (LRD), celle-ci étant fondée sur la limite de dose réglementaire de 1 millisievert par année (1 mSv/an).

Les LRD sont nécessaires, car le rejet dans l’environnement de matières nucléaires (émissions atmosphériques et liquides) peut exposer le public à de faibles doses de rayonnement, par voies externes et internes. Une exposition externe découle d’un contact direct avec la surface de sols contaminés par des radionucléides ou d’une immersion dans de l’eau ou une atmosphère contaminée. Une exposition interne découle de l’absorption de radionucléides par inhalation ou par ingestion de nourriture contaminée. Ces doses aux membres du public sont assujetties aux limites obligatoires qui sont stipulées aux articles 13 et 14 du Règlement sur la radioprotection.

Les LRD sont calculées à l’aide d’une méthode recommandée dans la norme CSA N288.1-08, Lignes directrices pour calculer les limites opérationnelles dérivées de matière radioactive dans les émissions atmosphériques et liquides des installations nucléaires en conditions normales d’exploitation [47].

Les tableaux F.1 et F.2 donnent les LRD annuelles pour les émissions atmosphériques et les rejets liquides des centrales nucléaires au Canada. Les unités de mesure utilisées dans le cas des gaz rares sont soit le térabecquerel (TBq) s’il s’agit d’un seul radionucléide, soit le térabecquerel-million d’électronvolts s’il s’agit d’un mélange de radionucléides.

Tableau F.1: Limites de rejet dérivées pour les émissions atmosphériques, 2016
Centrale	Tritium ^a (TBq)	Iode 131 (TBq)	Gaz rares (TBq)	Particules radioactives (TBq)	Carbone 14 (TBq)
Bruce-Aⁱ	1,98 x 10⁵	1,14	1,12 x 10^{5 c}	1,73^d	6,34 x 10²
Bruce-Bⁱ	3,16 x 10⁵	1,35	2,17 x 10^{5 c}	3,61^d	7,56 x 10²
Darlingtonⁱⁱ	5,9 x 10⁴(HTO) 8,5 x 10⁵ (HT)^b	1,4	4,5 x 10^{4 c}	0,67	3,5 x 10²
Pickering1,4ⁱⁱⁱ	1,2 x 10⁵	9,8	3,2 x 10^{4 c}	0,49	2,2 x 10³
Pickering5–8^iv	1,9 x 10⁵	8,9	4,7 x 10^{4 c}	0,72	2,0 x 10³
Point Lepreau^v	2,8x 10⁵	6,0 x 10¹	^e	^e	6,8 x 10³
Oxyde de tritium (HTO) Limite de rejet dérivée pour le tritium élémentaire (HT) produit par l’installation d’extraction de tritium à la centrale de Darlington Tbq-Mev (térabecquerel-million d’électrovolts) Particules (bêta/gamma) Énergie NB calcule les LRD pour chaque radionucléide dans les catégories des gaz rares et des particules. Les remarques i à v se trouvent sous le tableau F.2.

Tableau F.2: Limites de rejet dérivées pour les effluents liquides, 2016
Centrale	Tritium ^a (TBq)	Activité bêta-gamma brute (TBq)	Carbone 14 (TBq)
Bruce-Aⁱ	2,3 x 10⁶	4,58 x 10¹	1,03 x 10³
Bruce-Bⁱ	1,84 x 10⁶	5,17 x 10¹	1,16 x 10³
Darlingtonⁱⁱ	5,3 x 10⁶	7,1 x 10¹	9,7 x 10²
Pickering1,4ⁱⁱⁱ	3,7 x 10⁵	1,7	3,2 x 10¹
Pickering5–8^iv	7,0 x 10⁵	3,2	6,0 x 10¹
Point Lepreau^v	4,6 x 10⁷	^b	3,3 x 10²
a. Oxyde de tritium (HTO) b. Énergie NB calcule les LRD pour chaque radionucléide dans la catégorie du rayonnement bêta-gamma brut. i Commission canadienne de sûreté nucléaire, Manuel des conditions de permis (LCH-BNGS-R002 en appui au PERP 18.00/2020), février 2017. ii Ontario Power Generation, Derived Release Limits for Darlington Nuclear Generating Station, NK38-REP-03482-10001-R01 (cité en référence dans le Manuel des conditions de permis (LCH-DNGS-R000 en appui au PERP 13.00/2014), septembre 2011. iii Commission canadienne de sûreté nucléaire, Manuel des conditions de permis (LCH-PNGS-R000 en appui au PERP 48.00/2018), septembre 2013. iv Commission canadienne de sûreté nucléaire, Manuel des conditions de permis (LCH-PNGS-R000 en appui au PERP 48.00/2018), septembre 2013. v Commission canadienne de sûreté nucléaire, Permis d'exploitation d'un réacteur de puissance pour la centrale nucléaire de Point Lepreau (PERP 17.02/2017), annexe A.3, «Derived Release Limits», septembre 2013.

Annexe G : Modifications apportées aux permis d’exploitation et révisions des manuels des conditions de permis

Les tableaux de cette annexe décrivent les modifications apportées aux permis d’exploitation d’un réacteur de puissance (PERP) et les révisions des manuels des conditions de permis (MCP) pour les titulaires de permis de chaque centrale nucléaire pour la période comprise entre le 1^er janvier 2016 et le 30 avril 2017.

G.1 Bruce-A et Bruce-B

Tableau G.1: Modifications apportées aux PERP des centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B, 2016
N° de PERP– Date d’entrée envigueur	Demandes de modification
PERP 18.00/2020 1^erjuin 2015	Aucune modification n’a été apportée au PERP des centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B (PERP 18.00/2020) pendant la période visée par le rapport.

Tableau G.2: Modifications importantes apportées aux MCP des centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B, 2016


Section	Description de la modification	Nature de la révision
LCH-BNGS-R001 2 mai 2016 Section 2.2;plusieurs sections et annexes	La première révision a été apportée au MCP de Bruce‑A et de Bruce-B (LCH-BNGS-R001) au cours de la période visée par le présent rapport. Elle comprend les modifications suivantes: - Section 2.2: Les quatre équipes d’évaluation hors site ont été retirées des tableaux d’effectif minimal et désignées comme personnel en disponibilité. Le personnel de la CCSN a examiné cette modification et l’a acceptée. - Plusieurs sections et annexes: Les coquilles de la révision R000 ont été corrigées et des modifications administratives mineures apportées depuis le 1^er juin 2015 ont été intégrées dans le texte du MCP.	Administrative
LCH-BNGS-R002 1^erfévrier 2017 Sections 4.1, 6.1 et 12.1;Partie I, plusieurs sections et annexes	La deuxième révision a été apportée au MCP des centrales de Bruce-A et de Bruce-B (LCH-BNGS-R002) au cours de la période visée par le rapport. Elle comprend les modifications suivantes: - section 4.1: La stratégie de mise en œuvre pour le passage au REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté: Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [15], a été mise à jour et la date cible pour la pleine conformité à ce document a été fixée au 30 juin 2019. Le personnel de la CCSN a examiné cette modification et l’a acceptée. - section 6.1: Les dates prévues pour la conformité au REGDOC-2.6.3, Aptitude fonctionnelle: Gestion du vieillissement [20], pour les programmes de gestion du cycle de vie restants ont été fixées à avril 2017 en ce qui concerne les tuyaux d’alimentation et les générateurs de vapeur et à juin 2017 pour les canaux de combustible. Le personnel de la CCSN a examiné cette modification et l’a acceptée. - Section 6.1: Les dates pour les arrêts relatifs à l’enceinte de confinement et au bâtiment sous vide auparavant terminés, y compris les prochaines dates prévues pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B, ont été mises à jour. Le personnel de la CCSN a examiné cette modification et l’a acceptée. - Section 12.1: La nouvelle norme CSA N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs [27], a été ajoutée à la liste des documents nécessitant une gestion des versions. La date pour le passage de Bruce Power à cette norme a été fixée au 31 décembre 2020. Le personnel de la CCSN a examiné cette modification et l’a acceptée. - Partie I, plusieurs sections et annexes: Des modifications mineures du libellé ont été apportées tout au long du MCP.	Technique et administrative

G.2 Darlington

Tableau G.3: Modifications apportées au PERP de la centrale de Darlington, 2016
N° de PERP– Date d’entrée envigueur	Demandes de modification
PERP 13.00/2025 1^erjanvier 2016	Le PERP de la centrale de Darlington (PERP 13.00/2025) n’a fait l’objet d’aucune modification au cours de la période visée par le présent rapport.

Tableau G.4: Modifications importantes apportées au MCP de la centrale nucléaire de Darlington, 2016


Section	Description de la modification	Nature de la révision
G.1 et G.2	Mise à jour des références et modifications relatives aux responsabilités en vertu de la Loi sur la responsabilité nucléaire, qui a été remplacée par la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire le 1^erjanvier 2017.	Administrative
G.5	La date de la prochaine mise à jour complète pour le plan de référence quinquennal aux fins de la garantie financière a été modifiée pour 2022.	Administrative
2.2	Modifications aux exigences concernant l’effectif minimal, afin d’inclure une réduction du nombre minimal d’opérateurs nucléaires autorisés et de magasiniers lorsque le combustible est retiré du cœur d’une tranche.	Technique
3.1	Éclaircissement des exigences concernant les avis écrits préalables de modification des mesures de sûreté et de réglementation figurant dans la documentation des paramètres d’exploitation sûre (y compris les exigences opérationnelles de sûreté).	Administrative
3.1	La référence aux seuils de déclenchement des systèmes de protection contre la surpuissance neutronique (PSN) et à la PSN améliorée a été retirée, car l’examen de la PSN améliorée est terminé et a été accepté par le personnel de la CCSN.	Technique
4.1	Les critères de vérification de la conformité (CVC) ont été mis à jour afin d’inclure les critères d’acceptation dérivés dans le cas des événements lents qui doivent être utilisés pour la réalisation d’une analyse déterministe de la sûreté.	Technique
5.1	Les CVC ont été modifiés afin de corriger le processus de notification des modifications apportées à la conception des grappes de combustible et des assemblages de combustible.	Administrative
5.1	La norme CSAN290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires [18], a été ajoutée à titre de recommandation et d’orientation. OPG élabore actuellement un plan de mise en œuvre, qui sera évalué par le personnel de la CCSN lorsqu’il sera présenté.	Technique
5.2	Réinsertion de l’exemption existante de la clause secondaire 10.2.6 de la norme CSAN285.0 dans les CVC, qui avait été omise par erreur depuis la version précédente du MCP.	Administrative
6.1	Mise à jour de la référence au document COG-JP-4363-V078 R01, qui est remplacé par le document COG-JP-4363-V078 R02, et référence à la norme CSAN285.8-15 à titre de recommandations et d’orientation.	Administrative
9.1	Le tableau des LRD a été mis à jour pour inclure le tritium élémentaire (HT), qui avait été omis par erreur depuis la version précédente du MCP.	Administrative
11.2	La date de la prochaine révision du plan préliminaire de déclassement a été modifiée pour le 31janvier 2022.	Administrative
12.1	Inclusion de CVC pour la cybersécurité, y compris la stratégie de mise en œuvre pour la norme CSA N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs [27].	Technique
13.1	Mise à jour des CVC afin de tenir compte des modifications aux exigences en matière de déclaration dans le document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires [29].	Administrative

G.3 Pickering

Tableau G.5: Modifications apportées au PERP de la centrale de Pickering, 2016
N° de PERP– Date d’entrée envigueur	Demandes de modification
PERP 48.02/2018 29 septembre 2016	Modification au permis pour ajouter une activité à la partie IV, Activités autorisées, afin de permettre à la centrale de Pickering de posséder, de transférer, de gérer et de stocker de l’eau lourde provenant d’autres installations nucléaires. Modification autorisée à l’issue d’une audience abrégée; la modification est entrée en vigueur le 29 septembre 2016.

Tableau G.6: Modifications importantes apportées au MCP de la centrale de Pickering, 2016
Section	Description de la modification	Nature de la révision
1.2	La description des avis écrits et des critères de vérification de la conformité (CVC) en ce qui concerne le moment où ils sont présentés et la façon dont ils le sont ont été modifiés de manière à ce qu’ils concordent avec le MCP de la centrale nucléaire de Darlington.	Administrative
2.1	Remplacement de la norme CSA N286‑F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires, par la norme CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, dans le tableau de gestion des versions. Dans tout le MCP, diverses sections renvoyant à la norme N286‑F05 ont aussi été mises à jour pour refléter la nouvelle version de la norme.	Technique
2.1	Suppression des mentions renvoyant à la présentation d’un rapport sur les changements organisationnels annuels.	Administrative
2.1	Mise à jour du tableau des avis écrits pour refléter la plus récente lettre d’OPG, Persons Authorized to Act on Behalf of OPG in Dealings with the CNSC.	Administrative
3.3	Le REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, a été ajouté au tableau de gestion des versions. Les critères de vérification de la conformité ont été mis à jour de manière à ce qu’ils concordent avec ce document. Le texte sous Recommandations et orientation a été supprimé, car il est maintenant désuet et ne s’applique plus.	Technique
4.3	La stratégie de transition pour le passage au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, a été supprimée, car la transition est maintenant terminée. Des mentions renvoyant au document de la CCSN intitulé Interprétation du REGDOC-3.1.1 ont été ajoutées. Le tableau de gestion des versions a été mis à jour en tant que version2 du REGDOC-3.1.1.	Technique
7.1	Mise à jour de la référence au document COG-JP-4363-V078 R01, qui est remplacé par le document COG-JP-4363-V078 R0, sous Recommandations et orientation.	Administrative
10.1	Élimination de l’exigence de surveillance et de présentation de rapport concernant le carbone 14 dans les eaux usées.	Technique
10.1	Mise à jour de la stratégie de mise en œuvre de la norme CSA N288.5-F11, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, car la mise en œuvre est maintenant terminée.	Technique
13.1	Ajout de CVC concernant la cybersécurité, y compris la stratégie de mise en œuvre de la norme CSA N290.7‑F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs.	Technique
13.1	Ajout de mentions renvoyant aux documents REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée: Force d’intervention pour la sécurité nucléaire, et REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites et mise à jour du texte sur les CVC relatifs aux qualifications pour le maniement des armes à feu. Ajout du REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires: Sources scellées, sous Recommandations et orientation.	Technique
14.1	Mise à jour des CVC pour qu’ils reflètent les modifications aux exigences en matière de déclaration dans le document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires.	Administrative
Annexe D	Mise à jour des titres et des numéros des avis écrits au besoin.	Administrative

G.4 Point Lepreau

Tableau G.7: Modifications apportées au PERP de la centrale de Point Lepreau, 2016
N° de PERP– Date d’entrée envigueur	Demandes de modification
PERP 17.04/2017	Le PERP de Point Lepreau (PERP 17.04/2017) n’a fait l’objet d’aucune modification au cours de la période visée par le présent rapport.

Tableau G.8: Modifications importantes apportées au MCP de la centrale de Point Lepreau, 2016


Section	Description de la modification	Nature de la révision
Plusieurs sections	Modification du texte pour qu’il tienne compte de changements/corrections/mises à jour de nature administrative au MCP.	Administrative
5.2	Ajout d’un calendrier pour la présentation d’une EPS révisée.	Administrative
5.2	Ajout de texte pour refléter les engagements d’Énergie NB à présenter une évaluation des écarts et un plan de mise en œuvre pour le REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, au plus tard le 31 décembre 2015 et à finaliser un programme d’EPS et à le soumettre à l’acceptation du personnel de la CCSN au plus tard le 1^eraoût 2016.	Administrative
7.3, annexe D	Révision du texte pour intégrer l’acceptation du plan d’Énergie NB pour l’inspection périodique des tubes de force des canaux de combustible conformément à la norme CSA N285.4-F09, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, et du plan de conformité à la norme CSA N285.8, Technical requirements for in-service evaluation of zirconium alloy pressure tubes in CANDU reactors.	Administrative
10.1	Mise à jour pour refléter la présentation par Énergie NB d’une analyse des écarts et d’un plan de mise en œuvre des normes de la CSA suivantes: N288.4, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium et N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (qui ont été examinées et acceptées par le personnel de la CCSN).	Administrative

Annexe H : Liste des activités de vérification de la conformité terminées par la CCSN en 2016

Bruce-A et Bruce-B


Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date d’envoi durapport d’inspection
Gestion de la performance humaine	Programme de formation sur l’entretien mécanique Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-001	5 mai 2016
	Tenue de l’examen sur simulateur pour le poste de chef de quart à Bruce-A Numéro du rapport : BRPD-A-2016-009	17 octobre 2016
	Programme de formation pour le poste d’opérateur accrédité de la salle de commande de la tranche 0 Numéro du rapport : BRPD-2016-AB-006	22 décembre 2016
Conduite de l’exploitation	Rapport trimestriel d’inspections en chantier aux centrales de Bruce-A et Bruce-B – 4^e trimestre, exercice 2015-2016 Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-004	18 mai 2016
	Arrêt prévu de la tranche 8 de Bruce-B en 2016 Numéro du rapport : BRPD-B-2016-001	6 juillet 2016
	Défis de l’opérateur Numéro du rapport : BRPD-A-2016-002	20 juillet 2016
	Travaux réglementaires et arrêt de l’enceinte de confinement de la centrale de Bruce-A en 2016 Numéro du rapport : BRPD-A-2016-007	11 août 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier aux centrales de Bruce-A et Bruce-B – 1^er trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-005	11 août 2016
	Arrêt prévu de la tranche 2 de Bruce-A en 2016 Numéro du rapport : BRPD-A-2016-003	8 septembre 2016
	Arrêt prévu de la tranche 3 de Bruce-A en 2016 Numéro du rapport : BRPD-A-2016-006	31 octobre 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier aux centrales de Bruce-A et Bruce-B – 2^e trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-007	6 décembre 2016
	Arrêt prévu de la tranche 7 de Bruce-B en 2016 Numéro du rapport : BRPD-B-2016-008	14 février 2017
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier aux centrales de Bruce-A et Bruce-B – 3^e trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-008	17 février 2017
Conception matérielle	Préservation de la conception sismique Numéro du rapport : BRPD-A-2016-010	25 octobre 2016
Aptitude fonctionnelle	Système de contrôle de la pression et de l’inventaire Numéro du rapport : BRPD-A-2016-004	16 mai 2016
	Système de contrôle de la pression et de l’inventaire Numéro du rapport : BRPD-B-2016-004	31 mai 2016
	Mise en place du Bureau de qualification des inspections CANDU (CIQB) pour Bruce Numéro du rapport : BRPD-AB-2016-003	25 mai 2016
	Équipe MMA4 d’exécution des travaux à Bruce‑A Numéro du rapport : BRPD-A-2016-005	25 mai 2016
	Inspection de la gestion du vieillissement Numéro du rapport : BRPD-B-2016-006	8 décembre 2016
	Équipe MMBT d’exécution des travaux à Bruce‑B Numéro du rapport : BPRD-B-2016-007	11 janvier 2017
Santé et sécurité classiques	B-2016-28541536 – Travailleur blessé pendant qu’il travaillait sur le générateur de la tranche 8 Numéro du rapport : BRPD-B-2016-005	23 août 2016
Protection de l’environnement	Surveillance des effluents Numéro du rapport : BRPD-A-2016-001	6 mai 2016
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice Huron Resolve Numéro du rapport : BRPD-A-2016-011	23 décembre 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	9 juin 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	12 août 2016

Darlington


Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date d’envoi durapport d’inspection
Système de gestion	Contrôle des changements techniques pour la réfection Numéro du rapport : DRPD-2016-004	19 mai 2016
	Gestion de la qualité et surveillance de l’exécution du projet à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-018	1^ernovembre 2016
	Rapport d’inspection des examens de l’efficacité et de la résolution de problèmes à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-028	9 janvier 2017
Gestion de la performance humaine	Tenue de l’examen d’accréditation écrit à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-003	24 février 2016
	Tenue des tests de requalification écrits à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-024	15 décembre 2016
	Programmes de formation sur la surveillance et l’intégration pour la réfection à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-022	16 décembre 2016
	Tenue des tests de qualification sur simulateur à Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-026	14 février 2017
Conduite de l’exploitation	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Darlington – 3^e et 4^e trimestres, exercice 2015-2016 Numéro du rapport : DRPD-2016-010	9 juin 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Darlington – 1^er trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : DRPD-2016-013	23 août 2016
	Arrêt prévu pour entretien D1641 de la tranche 4 de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-014	25 août 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Darlington – 2^e trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : DRPD-2016-021	30 novembre 2016
	Vérification de la source froide et de l’état d’arrêt garanti du réacteur de la tranche 2 de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-029	26 janvier 2017
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Darlington – 3^e trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : DRPD-2016-027	À déterminer
Conception matérielle	Vérification de la conformité de la possibilité d’amélioration à la sûreté de la centrale de Darlington : Mise en œuvre de la protection contre les surpressions dans les boucliers caissons aux tranches 3 et 4 Numéro du rapport : DRPD-2016-019	14 octobre 2016
Conception matérielle	Vérification de la conformité de la possibilité d’amélioration à la sûreté de la centrale de Darlington : Système d’évacuation de la vapeur dans le bâtiment des turbines Numéro du rapport : DRPD-2017-001	9 février 2017
Aptitude fonctionnelle	Inspection du circuit caloporteur à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-005	5 mai 2016
	Système d’air d’instrumentation de la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-008	22 juin 2016
	Vérifications relatives à Fukushima Numéro du rapport : DRPD-2016-012	23 juin 2016
	Inspection du contrôle chimique à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-020	5 décembre 2016
	Système de refroidissement d’urgence du générateur de vapeur à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-023	26 janvier 2017
	Système d’évacuation de la vapeur dans le bâtiment des turbines de la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-030	9 février 2017
Radioprotection	Radioprotection à la centrale de Darlington Numéro du rapport : DRPD-2016-031	26 janvier 2017
Protection de l’environnement	Protection de l’environnement à la centrale de Darlington : Programme de surveillance et de contrôle des effluents Numéro du rapport : DRPD-2016-006	16 mai 2016
Protection de l’environnement	Gestion des déchets dangereux Numéro du rapport : DRPD-2016-025	28 décembre 2016
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice d’intervention planifié en cas d’incendie Numéro du rapport : DRPD-2016-015	12 septembre 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	25 mai 2016
	Inspection de sécurité	5 juillet 2016
	Inspection de sécurité	18 octobre 2016

Pickering


Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date d’envoi durapport d’inspection
Système de gestion	Gestion de la configuration Numéro du rapport : PRPD-2016-005	18 mai 2016
Gestion de la performance humaine	Examen d’accréditation initiale sur simulateur pour les candidats au poste d’opérateur de réacteur aux tranches 5 à 8 de Pickering Numéro du rapport : PRPD-2016-014	7 juin 2016 (inspection réalisée en 2015)
	Tenue des tests de requalification sur simulateur à Pickering Numéro du rapport : PRPD-2016-022	13 février 2017
Conduite de l’exploitation	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Pickering – 4^e trimestre, exercice 2015-2016 Numéro du rapport : PRPD-2016-009	27 mai 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Pickering – 1^er trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : PRPD-2016-016	31 août 2016
	Inspection de rendement de la gestion de l’arrêt P1641 Numéro du rapport : PRPD-2016-004	26 septembre 2016
	Arrêt prévu pour entretien P1681 Numéro du rapport : PRPD-2016-013	18 novembre 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Pickering – 2^e trimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : PRPD-2016-02	28 novembre 2016
Conception matérielle	Équipement qualifié sur le plan environnemental Numéro du rapport : PRPD-2016-020	21 février 2017
Aptitude fonctionnelle	Eau de service d’urgence à haute pression Numéro du rapport : PRPD-2015-024	12 avril 2016
	Mise en œuvre de la norme CSA N285.4, Programme d’inspection périodique (PIP) des générateurs de vapeur lors de l’arrêt P1681 Numéro du rapport : PRPD-2016-006	2 juin 2016
	Vérifications relatives à Fukushima Numéro du rapport : PNGS-2016-00	30 juin 2016
	Planification et programmation de l’entretien Numéro du rapport : PRPD-2016-011	6 octobre 2016
	Système de distribution électrique des tranches 1 à 4 Numéro du rapport : PRPD-2016-019	2 février 2017
	Système de moniteurs gamma à zone fixes et système de moniteurs gamma semi-portatifs de Type I Numéro du rapport : PRPD-2016-023	3 mars 2017
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice planifié d’intervention d’urgence Numéro du rapport : PRPD-2016-007	22 juin 2016
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice planifié d’intervention en cas d’incendie Numéro du rapport : PRPD-2016-010	11 août 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	12 juillet 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	23 janvier 2017

Point Lepreau


Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date d’envoi durapport d’inspection
Conduite de l’exploitation	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Point Lepreau – 4^etrimestre, exercice 2015-2016 Numéro du rapport : GPLRPD-2016-005	2 juin 2016
	Arrêt prévu de Point Lepreau en 2016 Numéro du rapport : GPLRPD-2016-013	15 septembre 2016
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Point Lepreau – 1^ertrimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport : GPLRPD-2016-012	30 janvier 2017
	Rapport trimestriel d’inspections en chantier à la centrale de Point Lepreau – 2^etrimestre, exercice 2016-2017 Numéro du rapport: GPLRPD-2016-018	16 février 2017
Gestion de la performance humaine	Examen d’accréditation initiale sur simulateur pour les candidats au poste d’opérateur de la salle de commande à Point Lepreau Numéro du rapport: GPLRPD-2016-022	3 mai 2016 (inspection réalisée en 2015)
Gestion de la performance humaine	Programme de formation sur la manutention du combustible Numéro de rapport: GPLRPD-2016-016 (réalisée en 2015, mais n’était pas incluse dans le rapport de surveillance réglementaire de 2015)	8 février 2016
Conception matérielle	Mise en œuvre du Programme de protection-incendie d’Énergie NB Numéro du rapport : GPLRPD-2016-004	2 juin 2016
Aptitude fonctionnelle	Inspection du système d’air d’instrumentation de Point Lepreau Numéro du rapport : GPLRPD-2016-003	12 mai 2016
	Vérifications relatives à Fukushima Numéro du rapport : GPLRPD-2016-014	6 juillet 2016
	Exécution de travaux d’entretien Numéro du rapport : GPLRPD-2016-009	13 juillet 2016
	Inspection du système de gaz annulaire Numéro du rapport : GPLRPD-2016-015	7 novembre 2016
	Enceinte de confinement et paramètres d’exploitation sûre Numéro du rapport : GPLRPD-2016-019	24 janvier 2017
Radioprotection	Radioprotection – niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) Numéro du rapport : GPLRPD-2016-002	25 mai 2016
Radioprotection	Radioprotection – contrôle des doses reçues par les travailleurs Numéro du rapport : GPLRPD-2016-010	6 juillet 2016
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice pour mettre en pratique l’assistance mutuelle Numéro du rapport : GPLRPD-2016-016	13 décembre 2016
Gestion des déchets	Installation de gestion des déchets radioactifs solides Numéro du rapport : GPLRPD-2016-007	28 juin 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	14 avril 2016
Sécurité	Inspection de sécurité	14 avril 2016

Notes de bas de page

Note de bas de page 1

Dans ce rapport, on utilise les termes « centrale nucléaire » et « centrale » de façon interchangeable. Le terme « peuples autochtones » désigne les Premières Nations, les Métis et les communautés inuites. Le terme « grand public » désigne l’ensemble de la population.

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Note de bas de page 2

La « dose collective annuelle » est la somme des doses efficaces reçues par tous les travailleurs à une centrale au cours d’une année. Elle est mesurée en personne-sievert (p-Sv).

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Note de bas de page 3

Pour déterminer la « dose efficace moyenne » ou « dose efficace moyenne – résultats non nuls seulement », on divise la dose collective totale par le nombre total de personnes ayant reçu une dose supérieure au seuil de déclaration, soit 0,01 millisievert (mSv).

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Note de bas de page 4

Les limites réglementaires de dose efficace fixées par la CCSN pour les travailleurs du secteur nucléaire(TSN) sont de 50mSv par période de dosimétrie d’un an et de 100mSv (au total) par période de dosimétrie de cinq ans.

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Note de bas de page 5

Dans le Règlement sur la radioprotection, « seuil d’intervention » s’entend d’une dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières.

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Note de bas de page 6

Cette loi a été remplacée par la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012), mais l’exigence relative à la réalisation d’une évaluation environnementale demeure la même.

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Date de modification :: 2018-11-30