Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires au Canada : 2019

Résumé

Le Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires au Canada : 2019 présente les efforts de réglementation déployés par le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) associés à ces installations, pour l’année civile 2019. Ce rapport fait également le point sur les activités de réglementation du personnel de la CCSN associées à l’information publique, à la mobilisation des collectivités et aux aspects du Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN liés aux installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Dans la mesure du possible, le rapport montre les tendances et compare les renseignements fournis à ceux des années précédentes.

Le personnel de la CCSN utilise 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) pour évaluer le rendement de chaque titulaire de permis. Les cotes de rendement résultant de cette évaluation, pour les 14 DSR, sont présentées dans ce rapport. Un accent particulier est mis sur les trois DSR associés aux principaux indicateurs de rendement de ces installations, à savoir « Radioprotection », « Protection de l’environnement » et « Santé et sécurité classiques ».

Les cotes attribuées dans ce rapport s’appuient sur les résultats des activités de vérification de la conformité réalisées par le personnel de la CCSN. Ces activités comprenaient des inspections sur le site, des évaluations techniques, des examens des rapports présentés par les titulaires de permis, des examens des événements et incidents, et des échanges continus d’information avec les titulaires de permis. En 2019, le personnel de la CCSN a attribué une cote « Satisfaisant » à tous les DSR, pour toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, et a confirmé que toutes ces installations, au Canada, étaient exploitées de manière sûre.

Les efforts déployés par le personnel de la CCSN en 2019 ont soutenu l’engagement continu de l’organisation envers le respect de ses obligations de consultation et d’accommodement, ainsi qu’envers l’établissement de relations avec les peuples autochtones ayant des intérêts à l’égard des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires au Canada.

Le personnel de la CCSN a conclu que les titulaires de permis pour les installations réglementées visées par ce rapport ont pris des dispositions adéquates pour assurer la santé et la sécurité des travailleurs, la protection du public et de l’environnement, ainsi que le respect des obligations internationales du Canada.

Le rapport complet est disponible sur le site Web public de la CCSN. Les membres du public peuvent obtenir, sur demande, les documents mentionnés dans rapport en communiquant avec :

Agente principale du tribunal, Secrétariat
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1 Introduction

Conformément à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) ^{Footnote 1} et à ses règlements d’application, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) 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 sur les plans scientifique et technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire. Les titulaires de permis sont responsables de l’exploitation sûre de leurs installations et sont tenus de mettre en œuvre des programmes qui prévoient des dispositions adéquates pour satisfaire aux exigences législatives et réglementaires.

Ce rapport de surveillance réglementaire (RSR) donne un aperçu des efforts de réglementation de la CCSN, associés aux installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, au Canada, pour l’année civile 2019.

Les sites visés par ce rapport sont les suivants :

• Installations de traitement de l’uranium*
  • Raffinerie de Blind River de Cameco Corporation (RBR) à Blind River
    (FFOL-3632.00/2022)
  • Installation de conversion de Port Hope de Cameco Corporation (ICPH) à Port Hope
    (FFOL-3631.00/2027)
  • Cameco Fuel Manufacturing Inc. (CFM) à Port Hope
    (FFOL-3641.00/2022)
  • BWXT Nuclear Energy Canada Inc. (anciennement GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc.) (BWXT Toronto) à Toronto
    (FFOL-3620.01/2020)
  • BWXT Nuclear Energy Canada Inc. (anciennement GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc.) (BWXT Peterborough) à Peterborough
    (FFOL-3620.01/2020)
• Installations de traitement des substances nucléaires*
  • SRB Technologies (Canada) Inc. (SRBT) à Pembroke
    (NSPFOL-13.00/2022)
  • Nordion (Canada) Inc. (Nordion) à Ottawa
    (NSPFOL-11A.01/2025)
  • Best Theratronics Ltd. (BTL)à Ottawa
    (NSPFOL-14.00/2029)

* Les numéros alphanumériques font référence au permis détenu par le titulaire de permis.

Les trois DSR sur lesquels ce rapport met l’accent – « Radioprotection », « Protection de l’environnement », et « Santé et sécurité classiques » – sont assortis de paramètres clés permettant de démontrer le rendement de chaque titulaire de permis, notamment la dose de rayonnement reçue par les travailleurs et le public, les rejets dans l’environnement et le nombre d’incidents entraînant une perte de temps (IEPT). Le rapport comprend également des renseignements sur les programmes d’information publique des titulaires de permis, sur la mobilisation des groupes et des communautés autochtones et sur les événements à déclaration obligatoire. L’annexe A fournit une liste de liens vers les sites Web des titulaires de permis.

2 Installations de traitement de l’uranium

Les installations de traitement de l’uranium font partie du cycle du combustible nucléaire qui comprend le raffinage, la conversion et la fabrication du combustible. Le combustible produit est utilisé dans les centrales nucléaires pour la production d’électricité.

2.1 Raffinerie de Blind River de Cameco

Cameco Corporation possède et exploite la raffinerie de Blind River (RBR) située à Blind River, en Ontario. L’installation se trouve à environ 5 km à l’ouest de la ville de Blind River, en Ontario.

La RBR raffine des concentrés d’uranium (yellow cake) provenant de mines d’uranium du monde entier pour produire du trioxyde d’uranium (UO₃), un produit intermédiaire du cycle du combustible nucléaire. L’UO₃ produit est principalement destiné à l’installation de conversion de Port Hope (ICPH) de Cameco. Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur l’installation RBR.

2.2 Installation de conversion de Port Hope de Cameco

Cameco Corporation possède et exploite l’installation de conversion de Port Hope (ICPH), située à Port Hope (Ontario), sur la rive nord du lac Ontario, à environ 100 km à l’est de Toronto.

L’ICPH convertit la poudre d’UO₃ produite par l’installation RBR de Cameco en dioxyde d’uranium (UO₂) et en hexafluorure d’uranium (UF₆). L’UO₂ sert à fabriquer le combustible des réacteurs CANada Deuterium Uranium (CANDU), tandis que l’UF₆ est exporté, à des fins de traitement supplémentaire, avant d’être converti en combustible pour les réacteurs à eau légère. Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur l’ICPH.

Vision in Motion

Vision in Motion (VIM) est le projet de Cameco visant à assainir et à moderniser le site, ainsi qu’à gérer les déchets hérités des activités passées. Le projet est réalisé en vertu du permis d’exploitation de l’installation que détient Cameco. La condition 16.1 de ce permis exige que le titulaire de permis « mette en œuvre et tienne à jour un programme pour effectuer des travaux de nettoyage, de décontamination et d’assainissement ». En 2019, Cameco a réalisé des travaux qui comprenaient les activités suivantes :

• Des déchets qui étaient entreposés sur site principal de l’ICPH (rue Dorset) ont été préparés et transférés à l’installation de gestion à long terme des déchets (IGLTD) de l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH) des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC); les transferts depuis le site du quai central ont été achevés.
• La démolition du bâtiment a été achevée sur le site du quai central et les déchets de démolition ont été transférés à l’IGLTD.
• Au bâtiment 27 (anciennement l’usine d’UF₆), le retrait de l’amiante et l’élimination des risques liés aux procédés ont été achevés, l’enlèvement de l’équipement intérieur a commencé et la démolition des salles des bacs de manutention et des génératrices d’urgence a été menée à bien.
• Les travaux d’infrastructure dans le couloir entre les bâtiments 2 et 6, 7, 12 et 12 A ont été en grande partie achevés.
• L’aménagement d’infrastructure a été lancé pour la gestion des eaux pluviales et pour la nouvelle station à hydrogène, à l’extrémité sud de l’installation.
• La démolition de l’ancienne usine d’adduction d’eau (démolition du bâtiment de garage en cours) a été lancée, tout comme l’assainissement des déchets radioactifs de faible activité (DRFA).

En 2016, lors des séances de la Commission sur le renouvellement du permis de Cameco pour l’installation RBR, la Commission a décidé que le quai central pourrait être retiré de la zone autorisée, une fois que Cameco aurait terminé la démolition du bâtiment et cessé ses activités opérationnelles. Cameco a ensuite terminé la démolition de tous les bâtiments du quai central, retiré tous les éléments démolis et entreposé les déchets pour manifester son intention de mettre fin à toutes les activités opérationnelles au quai central, et a soumis la documentation requise sur ces activités. Après avoir vérifié les actions de Cameco par l’intermédiaire d’une inspection sur le site, en juin 2019, le quai central a été retiré du dessin de la zone autorisée de l’ICPH (un document cité en référence dans le manuel des conditions de permis [MCP] de l’ICPH). Le quai central est actuellement sous la garde et le contrôle des LNC et fera l’objet d’un assainissement supplémentaire des sols contaminés par le passé, tout en étant également utilisé pour soutenir les activités d’assainissement du port de Port Hope.

2.3 Cameco Fuel Manufacturing Inc.

Cameco Fuel Manufacturing Inc.(CFM) est une filiale en propriété exclusive de Cameco Corporation. CFM exploite deux installations : une installation de fabrication de combustible nucléaire autorisé par la CCSN à Port Hope, en Ontario, et une installation de fabrication de métaux à Cobourg, en Ontario, laquelle produit des grappes de combustible et des composants de réacteurs (activité non nucléaire). Ce dernier établissement non autorisé par la CCSN n’est pas traité dans le présent rapport.

L’installation CFM de Port Hope fabrique des pastilles de combustible à partir de poudre de dioxyde d’uranium naturel (UO₂) et assemble les grappes de combustible des réacteurs nucléaires. Une fois assemblées, les grappes de combustible sont principalement expédiées à des réacteurs nucléaires canadiens. Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur CFM.

2.4 BWXT Nuclear Energy Canada Inc.

BWXT Nuclear Energy Canada Inc. (BWXT) (anciennement connue sous le nom de GE-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc.) produit du combustible nucléaire et des grappes de combustible utilisés par les centrales nucléaires de Pickering et de Darlington d’Ontario Power Generation (OPG). BWXT dispose d’un permis d’exploitation pour deux endroits : Toronto et Peterborough, en Ontario.

L’installation à Toronto produit des pastilles de combustible de dioxyde d’uranium (UO₂), et l’autre installation, à Peterborough, fabrique des grappes de combustible en utilisant les pastilles de combustible reçues de Toronto et des tubes en zircaloy fabriqués à l’interne. Le site de Peterborough comprend également un secteur responsable des services de combustible qui s’occupe de la fabrication et de l’entretien d’équipement destiné aux centrales nucléaires. Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur BWXT Toronto et la page Web de la CCSN sur BWXT Peterborough.

En novembre 2018, BWXT a soumis une demande de renouvellement de son permis d’exploitation pour une période de 10 ans. La Commission a tenu, en mars 2020, une audience publique sur le renouvellement de ce permis, à Toronto et à Peterborough. En avril 2020, la Commission a annoncé la poursuite de l’audience et a demandé au personnel de la CCSN de prélever dans le sol des échantillons supplémentaires de béryllium sur les propriétés adjacentes à l’installation de BWXT, à Peterborough. Après réception du mémoire du personnel de la CCSN, la Commission délibérera sur la demande de renouvellement de permis de BWXT. Les résultats du nouvel échantillonnage et le mémoire supplémentaire seront accessibles au public. De plus amples renseignements sur la continuité de l’audience sont disponibles sur le site Web de la CCSN.

MISE À JOUR : Les résultats de l’échantillonnage sont disponibles sur le site Web du PISE. La Commission a délivré les nouveaux permis le 18 décembre 2020.

3 Installations de traitement des substances nucléaires

Les installations de traitement des substances nucléaires traitent les substances nucléaires pour diverses utilisations finales dans des applications industrielles ou médicales. On emploie les substances nucléaires à diverses fins : fabriquer des panneaux de sortie et d’urgence autolumineux, stériliser des articles comme des gants chirurgicaux, ou encore pour le diagnostic et le traitement du cancer.

3.1 SRB Technologies (Canada) Inc.

SRB Technologies (Canada) Inc. (SRBT) exploite une installation de fabrication de sources lumineuses au tritium gazeux de catégorie IB, située en banlieue de Pembroke, en Ontario, à environ 150 km au nord-ouest d’Ottawa.

L’installation de SRBT traite du tritium gazeux (HT) pour produire des capsules de verre scellées enduites de poudre phosphorescente et remplies de HT qui génèrent une lumière continue. Les panneaux, les marqueurs et les dispositifs tactiques constituent autant d’exemples d’utilisation de ces sources lumineuses au tritium gazeux. Les produits de SRBT sont vendus au Canada et à l’étranger.

Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur l’installation de SRBT.

3.2 Nordion (Canada) Inc.

L’installation de Nordion (Canada) Inc., autorisée pour exploiter une installation de traitement de substances nucléaires de catégorie IB, jouxte des terrains industriels et des propriétés résidentielles, à Ottawa, en Ontario.

Dans cette installation, Nordion traite des radio-isotopes non scellés, comme l’yttrium 90 (⁹⁰Y) pour des applications dans le domaine de la santé et des sciences de la vie, et fabrique des sources de rayonnement scellées (cobalt 60, ou ⁶⁰Co) pour des applications industrielles et médicales. L’installation comporte deux unités principales de production : la première concerne le traitement des radio-isotopes utilisés en médecine nucléaire (isotopes médicaux) et l’autre, les sources scellées utilisées dans le traitement du cancer et les technologies d’irradiation (technologies gamma).

En avril 2018, BWX Technologies Ltd. (BWXT) a annoncé un accord pour acquérir les activités de Nordion dans le domaine des isotopes médicaux, l’acquisition ayant été finalisée en août 2018. Le personnel de la CCSN a évalué les renseignements fournis par Nordion sur l’acquisition, y compris le système de gestion proposé, et a déterminé que le changement proposé aurait une incidence neutre sur la sûreté et qu’il était conforme au fondement d’autorisation. Aucune modification de permis ou décision de la Commission n’a été nécessaire pour que l’acquisition puisse être réalisée, car Nordion continuera d’exploiter l’installation de production d’isotopes médicaux, jusqu’à ce que BWXT obtienne un permis d’exploitation distinct pour l’installation de traitement des substances nucléaires de catégorie IB.

Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur Nordion.

3.3 Best Theratronics Ltd.

Best Theratronics Ltd. (BTL) possède et exploite une usine de fabrication, à Ottawa, en Ontario.

BTL fabrique des cyclotrons et de l’équipement médical, y compris des unités de radiothérapie au cobalt 60 et des irradiateurs sanguins au césium 137. BTL est autorisée, par la CCSN, à concevoir et à mettre à l’essai des appareils de téléthérapie au ⁶⁰Co, à fabriquer des irradiateurs autoblindés et des appareils de téléthérapie à source radioactive, à entreposer des substances nucléaires, ainsi qu’à fabriquer et à mettre à l’essai des accélérateurs de particules (cyclotrons). Pour obtenir des renseignements supplémentaires de nature générale, veuillez visiter la page Web de la CCSN sur BTL.

En septembre 2018, BTL a déposé une demande de renouvellement de son permis d’exploitation pour une période de 10 ans. La Commission a tenu, en mai 2019, uneaudience publique sur le renouvellement et a renouvelé, en juin 2019, le permis de catégorie IB de BTL pour une durée de 10 ans.

4 Surveillance réglementaire de la CCSN

La CCSN exerce une surveillance réglementaire des installations autorisées, pour vérifier la conformité aux exigences de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et de ses règlements d’application, au permis et aux conditions de permis de chaque site, ainsi qu’à toute autre norme et à tout autre document d’application de la réglementation applicables.

Le personnel de la CCSN utilise le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) pour évaluer, examiner, vérifier et communiquer le rendement du titulaire de permis. Ce cadre comprend 14 DSR, chacun d’entre eux étant subdivisé en domaines particuliers qui définissent ses principales composantes. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le cadre des DSR, veuillez consulter le site Web de la CCSN.

4.1 Activités de réglementation

En 2019, le personnel de la CCSN a procédé à des activités de surveillance réglementaire tenant compte du risque, dans les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires au Canada. Le tableau 4-1 décrit les activités du personnel de la CCSN en matière d’autorisation et de conformité pour ces installations menées au cours de l’année 2019. Il convient de noter les chiffres élevés relatifs aux activités d’autorisation, pour BWXT et BTL, en raison des activités associées aux efforts de renouvellement de permis pour ces deux titulaires de permis.

Tableau 4-1 : Activités de surveillance réglementaire de la CCSN en matière d’autorisation et de conformité, installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, en 2019

installation	Nombre d’inspections sur le site	Personnes-jours pour les activités de vérification de la conformité	Personnes-jours pour les activités d’autorisation	Nombre d’inspections liées aux garanties menées par l’AIEA*
RBR	4	157	11	5
ICPH	4	275	7	6
CFM	3	200	17	4
BWXT	3	232	302	6
SRBT	2	110	2	S.O
Nordion	4	91	20	1
BTL	1	66	225	0

*Agence internationale de l’énergie atomique

Vérification de la conformité

La CCSN assure la conformité des titulaires de permis grâce aux activités de vérification, d’application de la loi et de production de rapports. Le personnel de la CCSN met en œuvre les plans de vérification de la conformité pour chaque site, en menant des activités de réglementation, y compris des inspections sur le site, des examens de la documentation et des évaluations techniques des programmes, des processus et des rapports des titulaires de permis.

L’annexe B contient une liste des inspections de la CCSN menées en 2019 dans chaque installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Toutes les constatations découlant de ces inspections ne posaient qu’un faible risque et n’avaient pas d’incidence sur la sûreté dans les installations.

Autorisation

Dans le cadre de ses activités d’autorisation, le personnel de la CCSN rédige de nouveaux permis, prépare des documents à l’intention des commissaires et rédige ou révise les MCP.

Au fur et à mesure que la CCSN publie ses documents d’application de la réglementation, son personnel met à jour, au besoin, les MCP pour chaque site, en tenant compte des plans de mise en œuvre du titulaire de permis. L’annexe C énumère les modifications apportées aux permis et aux MCP des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Le personnel de la CCSN vérifie la mise en œuvre dans le cadre des activités courantes de vérification de la conformité. L’annexe D énumère les documents d’application de la réglementation de la CCSN mis en œuvre dans les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires et utilisés par le personnel de la CCSN pour la vérification de la conformité. L’annexe E présente, pour chaque installation, les montants de la garantie financière.

Activités liées aux garanties de l’AIEA

Aux termes des accords de garanties conclus entre le Canada et l’AIEA, cette dernière a le droit d’effectuer des activités de vérification indépendantes dans divers types de sites, au Canada. Bien que les activités de l’AIEA ne constituent pas des inspections de vérification de la CCSN, le personnel de la CCSN accompagne l’AIEA dans environ 75 % de ses activités.

4.2 Cotes de rendement de 2019

Les cotes de rendement sont fondées sur les activités de surveillance réglementaire. Le tableau 4-2 montre comment le personnel de la CCSN a coté le rendement de chaque titulaire de permis, pour chaque DSR, en 2019.

Tableau 4-2 : Cotes de rendement des DSR, en 2019

DSR	RBR	ICPH	CFM	BWXT	SRBT	Nordion	BTL
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA	SA	S.O.*	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

* Il n’y a pas d’activité de vérification des garanties pour cette installation.

L’annexe F présente les cotes de rendement des DSR pour chaque titulaire de permis, de 2015 à 2019.

Pour 2019, tous les titulaires de permis ont reçu une cote SA, pour chaque DSR pertinent. Veuillez noter qu’en vue de prioriser les travaux dans le contexte de la pandémie de COVID-19, une approche binaire de l’évaluation du rendement des installations a été adoptée pour ce RSR. C’est-à-dire que les titulaires de permis n’ont reçu que des cotes « Satisfaisant » (SA) ou « Inférieur aux attentes » (IA), la cote « Entièrement satisfaisant » (ES) n’ayant pas été utilisée. Il est important de comprendre que si une installation a reçu une cote ES pour un DSR dans le RSR 2018, mais une cote SA pour ce même DSR dans le RSR 2019, cela n’indique pas nécessairement une baisse du rendement de cette installation. L’approche de cotation binaire a permis de réduire considérablement les efforts qui sont souvent nécessaires pour atteindre un consensus sur la cote finale.

5 Évaluation de la sûreté par la CCSN aux installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

La CCSN réglemente tous les aspects de la sûreté sur les sites nucléaires au Canada, y compris les risques pour les travailleurs, pour le public et pour l’environnement. Les renseignements concernant les DSR « Radioprotection », « Protection de l’environnement » et « Santé et sécurité classiques » sont les plus représentatifs du rendement global en matière de sûreté. Plus particulièrement, les DSR « Radioprotection » et « Santé et sécurité classiques » constituent une bonne indication de la sécurité des travailleurs aux installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, tandis que le DSR « Protection de l’environnement » représente une bonne indication de la sécurité du public et de l’environnement.

Le concept de seuils d’intervention est utilisé aussi bien pour le DSR « Radioprotection » que pour le DSR « Protection de l’environnement ». Les seuils d’intervention constituent un outil utilisé pour veiller à ce que les titulaires de permis exploitent leurs installations convenablement, dans le respect de leurs programmes approuvés de radioprotection et de protection de l’environnement, ainsi que des paramètres conceptuels et opérationnels de leurs systèmes de traitement des eaux usées et de contrôle de la pollution atmosphérique. Avec des valeurs fixées à des niveaux inférieurs (plus prudents) que les limites réglementaires, les seuils d’intervention servent de système d’alerte précoce pour garantir que les titulaires de permis surveillent attentivement leurs opérations et leur rendement, afin de veiller à ce que les limites de dose de rayonnement et de rejet ne soient pas dépassées. Les dépassements de seuils d’intervention doivent faire l’objet d’une déclaration obligatoire à la CCSN. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur les limites de dose de rayonnement et de rejet, veuillez consulter l’annexe M. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur la façon dont ces limites et ces seuils d’intervention sont liés, veuillez consulter l’article en vedette Limites de dose de rayonnement, limites de rejet et seuils d’intervention sur le site Web de la CCSN.

5.1 Protection de l’environnement

La protection de l’environnement et la protection du public sont liées dans le DSR « 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.

À l’heure actuelle, tous les titulaires de permis visés par le présent RSR ont mis en place des programmes de protection de l’environnement acceptables pour assurer la protection du public et de l’environnement. Pour 2019, le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » pour le DSR « Protection de l’environnement » dans toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

L’annexe G fournit les rejets annuels totaux de radionucléides, pour chaque installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, de 2015 à 2019. L’annexe H présente les données sur les doses reçues par le public, de 2015 à 2019. L’annexe I contient des données environnementales supplémentaires sur tous les titulaires de permis.

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

Toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires mettent en œuvre des programmes de surveillance des effluents et de l’environnement proportionnés aux risques de leurs activités. En 2019, les rejets dans l’air et dans l’eau de substances radioactives et dangereuses sont restés inférieurs aux limites réglementaires pour toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

Seuils d’intervention

En 2019, les dépassements des seuils d’intervention environnementaux suivants ont été déclarés à la CCSN :

• Le 1^er juillet 2019, Cameco a signalé, pour l’ICPH, une mesure de 266 g de fluorure d’hydrogène/h, ce qui dépassait le seuil d’intervention de 230 g. Le seuil d’intervention a été dépassé en raison d’une défaillance d’un joint d’étanchéité d’une cellule électrolytique dans la salle des cellules de l’usine d’UF₆. Cameco a isolé la cellule, ce qui a permis un retour à la normale des concentrations de fluorure. Ce dépassement du seuil d’intervention n’a posé aucun risque, ni pour les personnes ni pour l’environnement. À titre de mesure corrective, Cameco a poursuivi son enquête, en révisant sa procédure sur la réparation d’une défaillance de cellule et la mise en œuvre adéquate des techniques d’isolation et de purge.
• Au cours des deuxième et troisième trimestres de 2019, Cameco a signalé, pour l’ICPH, 18 cas de dépassement du seuil d’intervention quotidien de 100 µg/l pour les rejets d’uranium dans les égouts sanitaires. Ces nombreux dépassements sont attribuables aux niveaux anormalement élevés de l’eau du lac Ontario et à l’infiltration connexe d’eaux souterraines dans le réseau d’égouts sanitaires, en raison des importantes précipitations. Cameco a mené à bien ses mesures correctives, contribuant ainsi à réduire le nombre de dépassements des seuils d’intervention, en 2020. Cameco poursuit la réparation de tronçons du réseau d’égouts sanitaires dont elle entreprend la modernisation, dans le cadre du projet Vision in Motion (VIM). Les rejets sont restés inférieurs à la limite de rejet moyenne mensuelle de 275 µg d’uranium par litre.

Selon l’évaluation du personnel de la CCSN, ces dépassements n’ont eu aucune incidence sur le public ou l’environnement. Le personnel de la CCSN a également examiné les mesures correctives de Cameco concernant les dépassements des seuils d’intervention et est satisfait des réponses du titulaire de permis.

Système de gestion de l’environnement

La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils élaborent et tiennent à jour un système de gestion de l’environnement (SGE) qui fournit un cadre pour les activités intégrées liées à la protection de l’environnement. Les détails du SGE de chaque titulaire de permis sont décrits dans leurs programmes de gestion de l’environnement et comprennent diverses activités, dont l’établissement d’objectifs, de buts et de cibles environnementaux annuels. Les titulaires de permis effectuent des vérifications internes de leurs programmes au moins une fois par année. Dans le cadre de sa vérification régulière de la conformité, le personnel de la CCSN examine et évalue ces objectifs, ces buts et ces cibles. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’en 2019, les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires avaient établi et mis en œuvre leurs SGE, conformément aux exigences réglementaires de la CCSN.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a vérifié que chaque titulaire de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires disposait de programmes de surveillance de l’environnement proportionnés aux risques des activités de chacune de ses installations. Les programmes de surveillance environnementale sont conçus pour surveiller les rejets de substances radioactives et dangereuses et pour caractériser la qualité de l’environnement associé à l’installation autorisée.

Évaluation des risques environnementaux

Les titulaires de permis élaborent des évaluations des risques environnementaux (ERE) pour analyser les risques associés aux contaminants présents dans l’environnement résultant des activités autorisées. Les ERE constituent le fondement qui permet d’établir la portée et la complexité des programmes de surveillance de l’environnement des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

Le personnel de la CCSN s’appuie sur la norme CSA N288.6-F12, Évaluations des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium ^{Footnote 2}, pour déterminer si les titulaires de permis respectent les exigences réglementaires en matière de protection de l’environnement et de la santé humaine. Cette norme stipule expressément ce qui suit : « Les mises à jour de l’ERE de l’installation devraient être effectuées selon un cycle de cinq ans, ou plus fréquemment si l’on prévoit des modifications majeures à l’installation nécessitant une évaluation prédictive » ^{Footnote 2}. Le personnel de la CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis revoient périodiquement les ERE pour leurs installations, le cas échéant.

Protection du public

La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils démontrent que la santé et la sécurité du public sont protégées contre l’exposition aux substances dangereuses (non radiologiques) rejetées par leurs installations. Les titulaires de permis s’appuient sur les programmes de surveillance des effluents et de l’environnement pour vérifier que les rejets de substances dangereuses n’entraînent pas de concentrations environnementales susceptibles d’avoir une incidence sur la santé du public. Le personnel de la CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l’environnement conformément aux exigences de déclaration figurant dans les permis et dans les MCP. Sur la base des évaluations des programmes des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, le personnel de la CCSN a conclu qu’en 2019, le public continuait d’être protégé contre les rejets de substances dangereuses provenant des installations.

Dose estimée au public

La dose maximale au public découlant des activités autorisées est calculée en prenant en compte les résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, des effluents liquides rejetés et du contrôle du rayonnement gamma. La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils appliquent le principe ALARA, en tenant compte des facteurs sociaux et économiques. (L’acronyme ALARA signifie, en anglais, « le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre ».) En d’autres termes, les titulaires de permis doivent surveiller leurs installations et maintenir les doses au public en deçà de la limite annuelle de 1 millisievert (mSv) prescrite dans le Règlement sur la radioprotection ^{Footnote 3}.

Le tableau H-1 de l’annexe H compare les doses estimées au public, de 2015 à 2019, pour les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Les doses estimées au public, provenant de toutes ces installations, sont demeurées bien en deçà de la limite de dose annuelle réglementaire pour le public de 1 mSv.

Conclusion sur la protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu qu’en 2019, les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont mis en œuvre leurs programmes de protection de l’environnement de façon satisfaisante. Ces programmes sont efficaces pour protéger la santé et la sécurité du public et l’environnement.

5.2 Radioprotection

Le DSR « Radioprotection » traite de la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection ^{Footnote 3}. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes soient surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA.

Pour 2019, le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » pour le DSR « Radioprotection » à toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

L’annexe J contient des données sur les doses aux travailleurs pour chaque installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, de 2015 à 2019.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’en 2019, les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont continué de mettre en œuvre des mesures de radioprotection afin que l’exposition au rayonnement et les doses de rayonnement aux personnes demeurent au niveau ALARA. L’exigence par la CCSN du respect du principe ALARA a permis le maintien constant de ces doses à des niveaux nettement inférieurs aux limites réglementaires.

Contrôle des doses aux travailleurs

La conception des programmes de radioprotection comprend les méthodes de dosimétrie et l’identification des travailleurs considérés comme travailleurs du secteur nucléaire (TSN). Ces conceptions varient en fonction des dangers radiologiques présents dans les différentes installations, en fonction de la diversité et de la complexité des environnements de travail, et de l’importance prévue des doses reçues par les travailleurs. Les statistiques sur les doses fournies dans ce rapport concernent principalement les TSN, les différences inhérentes dans la conception des programmes de radioprotection d’un titulaire de permis à un autre étant prises en compte. C’est pourquoi la comparaison directe des doses reçues par les TSN dans les différentes installations ne constitue pas nécessairement une mesure appropriée du degré d’efficacité avec lequel le titulaire de permis met en œuvre son programme de radioprotection. Les sections consacrées à chaque installation dans ce rapport fournissent des renseignements supplémentaires sur le nombre total de personnes surveillées, notamment les travailleurs, les employés d’entrepreneur ainsi que les visiteurs.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’en 2019, tous les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont surveillé et contrôlé les expositions aux rayonnements et les doses reçues par toutes les personnes présentes dans leurs installations autorisées, y compris les travailleurs, les employés d’entrepreneur et les visiteurs.

Rendement du programme de radioprotection

En 2019, le personnel de la CCSN a mené des activités de surveillance réglementaire dans toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires afin de vérifier dans quelle mesure les programmes de radioprotection des titulaires de permis étaient conformes aux exigences réglementaires. Ces activités de surveillance réglementaire ont notamment consisté en des inspections sur le site, des examens documentaires et des activités de vérification de la conformité propres à la radioprotection. Ces activités de surveillance ont permis au personnel de la CCSN de confirmer que tous les titulaires de permis ont mis en œuvre, avec efficacité, leurs programmes de radioprotection, afin de contrôler l’exposition professionnelle des travailleurs et de maintenir les doses de rayonnement au niveau ALARA.

Seuils d’intervention

Les seuils d’intervention associés à la radioexposition sont établis dans le cadre du programme de radioprotection des titulaires de permis. Il incombe à chaque titulaire de permis de déterminer les paramètres de son programme qui représentent des indicateurs opportuns d’une perte potentielle de contrôle du programme. Les seuils d’intervention propres à chaque titulaire de permis peuvent aussi varier au fil du temps selon les conditions opérationnelles et radiologiques.

Si un seuil d’intervention est atteint, le titulaire de permis doit en déterminer la cause, en aviser la CCSN et, s’il y a lieu, prendre des mesures correctives en vue de rétablir l’efficacité du programme de radioprotection. Il est important de souligner que les dépassements occasionnels indiquent que le seuil d’intervention choisi est probablement un indicateur adéquatement sensible d’une perte potentielle de contrôle du programme de radioprotection.

Il est possible que des seuils d’intervention qui ne sont jamais dépassés n’aient pas été établis à un niveau suffisamment bas pour détecter l’émergence d’une perte potentielle de contrôle. C’est pourquoi le rendement des titulaires de permis n’est pas jugé uniquement selon le nombre de dépassements des seuils d’intervention au cours d’une période donnée, mais également en fonction de la façon dont le titulaire de permis réagit aux dépassements et met en œuvre des mesures correctives visant à améliorer le rendement de son programme et à empêcher la récurrence du problème. Les titulaires de permis sont également tenus de revoir périodiquement leurs seuils d’intervention pour en valider l’efficacité.

En 2019, les dépassements suivants des seuils d’intervention en matière de radioprotection ont été déclarés à la CCSN :

• À l’installation RBR, le dosimètre d’un travailleur a enregistré des doses au corps entier et à la peau de 0,72 mSv et 13,62 mSv, respectivement, pendant la période de port du dosimètre au deuxième trimestre de 2019. Ces doses dépassaient les seuils d’intervention pour la dose trimestrielle au corps entier (0,70 mSv) et pour la dose trimestrielle à la peau (6 mSv). À la suite de l’enquête de Cameco sur les dépassements des seuils d’intervention, il a été déterminé que les expositions n’étaient pas, pour l’essentiel, de nature personnelle. Le dosimètre avait été perdu et était resté dans une zone de traitement où il avait été exposé à des rayonnements pendant un certain temps. Lorsque le dosimètre a été trouvé, il a été remis sur le support d’entreposage des dosimètres où il a été récupéré et renvoyé au fournisseur de services de dosimétrie pour traitement. La dose enregistrée sur le dosimètre a été attribuée au travailleur dans le Fichier dosimétrique national du Canada (FDNC). Après examen des pratiques de travail du travailleur, Cameco en est arrivée à une estimation de dose plus raisonnable. Cameco a ensuite demandé à ce que la dose soit modifiée dans le FDNC et a établi des mesures correctives pour la communication de ses attentes aux travailleurs en cas de perte d’un dosimètre.
• Le seuil d’intervention de CFM, pour la dose aux extrémités, de 55 mSv/trimestre, a été atteint lorsque l’on a déterminé que la dose aux extrémités d’un travailleur, pour le troisième trimestre, était de 73,7 mSv. L’enquête de Cameco sur ce dépassement n’a pas mis en évidence de cause claire; elle a, toutefois, permis de déterminer qu’une telle dose n’était pas possible, compte tenu des tâches assignées au travailleur, de la prise en compte de ses doses antérieures aux extrémités et des comparaisons avec les doses aux extrémités d’autres travailleurs. Après avoir confirmé que la dose n’était pas de nature personnelle, CFM demandera une modification de la dose au dossier du travailleur dans le FDNC.

Le personnel de la CCSN a examiné les dépassements des seuils d’intervention et est satisfait des réponses du titulaire de permis.

Contrôle des dangers radiologiques

En 2019, le personnel de la CCSN a vérifié que tous les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires avaient continué de mettre en œuvre des mesures adéquates afin de surveiller et de contrôler les risques radiologiques dans leurs installations. Ces mesures comprenaient la délimitation de zones de contrôle de la contamination et des systèmes de surveillance de l’air à l’intérieur des installations. Les titulaires de permis ont démontré qu’ils avaient mis en place des programmes de surveillance des lieux de travail pour protéger les travailleurs et que les niveaux de contamination radioactive étaient contrôlés à l’intérieur de leurs installations, tout au long de l’année.

Conclusion sur la radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que tout au long de 2019, les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont mis en œuvre et tenu à jour, efficacement, leurs programmes de radioprotection afin d’assurer la santé et la sécurité des personnes qui travaillent dans leurs installations.

5.3 Santé et sécurité classiques

Le DSR « Santé et sécurités classiques » englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité sur le lieu de travail et à protéger les travailleurs.

En 2019, pour ce DSR, le personnel de la CCSN a attribué, à la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, la cote « Satisfaisant » à toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

L’annexe K contient des renseignements sur la santé et la sécurité pour chaque installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, de 2015 à 2019.

Rendement

Emploi et Développement social Canada (EDSC) et la CCSN réglementent les programmes en matière de santé et de sécurité classiques dans les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Les titulaires de permis présentent leurs rapports d’enquête sur les situations dangereuses à la CCSN et à EDSC, conformément aux exigences de chaque organisme en matière de déclaration. Le personnel de la CCSN surveille le respect des exigences réglementaires en matière de rapports et, lorsqu’un problème est constaté, il consulte le personnel d’EDSC.

Les titulaires de permis doivent rendre compte à la CCSN, comme l’exige l’article 29 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires ^{Footnote 4}. Ces rapports font état des maladies ou des blessures graves effectivement ou potentiellement subies, en raison de l’activité autorisée.

Le nombre annuel d’incidents entraînant une perte de temps (IEPT) constitue un indicateur de rendement clé pour le DSR « Santé et sécurité classiques ». Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche le travailleur de retourner au travail, pendant une certaine période, pour exercer ses fonctions.

En 2019, il y a eu deux IEPT, aussi bien chez Nordion que chez BTL. Des renseignements supplémentaires sont présentés à l’annexe K à ce sujet.

Pratiques

Il incombe aux titulaires de permis d’élaborer et de mettre en œuvre des programmes de santé et de sécurité classiques pour assurer la protection de leurs travailleurs. Ces programmes doivent être conformes à la partie II du Code canadien du travail ^{Footnote 5}.

En 2019, le personnel de la CCSN a effectué des examens documentaires et des inspections sur le site de toutes les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires afin de vérifier que les programmes de santé et de sécurité classiques des titulaires de permis étaient conformes aux exigences réglementaires. À la lumière de ces activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis avaient tous satisfait aux exigences réglementaires pour ce domaine particulier.

Sensibilisation

Il incombe aux titulaires de permis de s’assurer que les travailleurs disposent des connaissances nécessaires pour repérer les dangers en milieu de travail et prendre les précautions nécessaires pour se protéger. Cela se fait grâce à la formation et aux communications internes continues avec les travailleurs.

Lors des inspections sur le site, le personnel de la CCSN vérifie que les travailleurs ont reçu une formation appropriée pour repérer les dangers dans les installations. Le personnel de la CCSN a confirmé que les installations de traitement de l’uranium et les substances nucléaires avaient mis en œuvre, de façon efficace, leurs programmes de santé et de sécurité classiques, en vue d’assurer la sécurité des travailleurs.

Conclusion sur la santé et la sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que tout au long de l’année 2019, les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont mis en œuvre, de manière satisfaisante, leurs programmes de santé et de sécurité classiques. Ces programmes permettent de protéger efficacement la santé et la sécurité des personnes dans ces installations.

6 Événements et autres sujets d’intérêt réglementaire

6.1 Événements à déclaration obligatoire

Les exigences détaillées relatives à la déclaration d’événements à la CCSN, en particulier les situations ou les événements imprévus, dans les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires sont incluses dans le MCP pertinent. Le REGDOC-3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium ^{Footnote 6}, est entré en vigueur pour ces titulaires de permis en janvier 2019, tous ayant respecté au cours de la période visée par ce RSR les exigences de production des rapports requis.

Tous les événements à déclaration obligatoire (énumérés ci-dessous), survenus en 2019, avaient peu d’importance sur le plan de la sûreté, et le personnel de la CCSN était satisfait des mesures correctives prises par les titulaires de permis.

RBR

• En mars 2019, Cameco a reçu quatre fûts avec des boulons à anneau manquants qui sont requis en vertu des exigences relatives aux colis industriels du type 1. Cameco a repéré le problème et a remis en place et serré tous les boulons à anneau des fûts avant de les décharger. Cet événement à déclaration obligatoire n’a donné lieu à aucune contamination ni perte de matériel, et n’a eu aucune incidence sur la santé et la sécurité des travailleurs.

ICPH

• En 2019, Cameco a signalé 13 événements à déclaration obligatoire. Comme résumé ci-dessous, le titulaire de permis a effectivement signalé tous ces événements, conformément à ses exigences réglementaires relatives à la production de rapports. Cameco a également déclaré tous les rejets dans l’air et tous les rejets de liquides au Centre d’intervention en cas de déversement du gouvernement de l’Ontario. Dans tous ces cas, il n’y a eu aucune incidence sur l’environnement ni sur la santé et la sécurité des travailleurs ou du public.
  • Le 28 mars, Cameco a signalé qu’un compteur de purge avait pris feu à l’installation d’UF₆. L’incendie a été immédiatement éteint et le travail a repris dans l’heure. Aucune blessure n’a résulté de cet événement et aucun dommage ultérieur à l’installation n’a été déclaré.
  • Cameco a déclaré cinq rejets dans le port de Port Hope. Les rejets, signalés le 8 mai et le 21 juin, étaient des rejets de condensat de vapeur. Le rejet du 18 juin était un déversement dans un égout sanitaire, dû à la défaillance d’un raccordement de tuyau souterrain qui a entraîné une accumulation de surface sur le site. Le nettoyage et les réparations ont été immédiatement effectués afin de limiter le rejet et d’éviter qu’un incident similaire ne se reproduise. L’événement du 27 juin a consisté en des rejets d’eau potable municipale lors du rinçage d’une conduite de condensat utilisée dans le cadre des activités du projet VIM. Les rejets du 26 novembre se sont produits à la suite du bris d’une conduite principale de distribution d’eau. Cameco a signalé ces rejets au Centre d’intervention en cas de déversement de l’Ontario. Dans tous ces cas, il n’y a eu aucune incidence sur l’environnement ni sur la santé et la sécurité des travailleurs ou du public.
  • Cameco a déclaré trois événements liés au transport. Le 5 janvier, Cameco a signalé un accident de transport mineur impliquant un véhicule qui transportait un cylindre d’UF₆. Aucun blessé n’a été signalé et ni le cylindre ni le semi-remorque n’ont subi de dommages. Le 9 avril, une contamination (impuretés non fixées) a été découverte à l’extérieur d’un véhicule transportant des fûts vers l’installation de gestion des déchets à long terme (IGDLT) des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) de Port Hope. La zone en question a été nettoyée et des mesures supplémentaires ont été mises en place pour vérifier l’absence d’impuretés non fixées dans toutes les autres expéditions. Le 18 juillet, Cameco a déclaré une tige mal fixée sur un cylindre d’uranium. Il s’est avéré qu’un couple incorrect avait été appliqué sur la tige du cylindre, le problème ayant été rectifié aussitôt après avoir été découvert. Aucune contamination non fixée n’a été observée et on a estimé que cet événement n’avait pas eu de conséquences sur la pression du cylindre.
  • Le 19 juillet, Cameco a signalé la réception d’un tuyau flexible sous pression de qualité douteuse. Après une enquête plus approfondie, il a été déterminé que la bride du tuyau n’était pas entièrement soudée et qu’il n’y avait pas eu de contrôle de la qualité. Les étapes de contrôle de la qualité, mises en œuvre à l’interne par Cameco, ont permis de mettre ce problème en évidence, avant l’utilisation du tuyau.
  • Cameco a signalé trois événements ayant conduit à l’activation de l’équipe d’intervention d’urgence (EIU). Le 17 juillet, Cameco a activé son EIU pour intervenir dans un bâtiment sur le site ayant signalé que des eaux de crue entraient et sortaient du bâtiment. L’intervention de l’EIU et le nettoyage immédiat ont permis de garantir que cet événement n’avait eu aucune incidence sur l’environnement. Le 4 octobre, l’EIU a été activée lorsque du fluor a été détecté dans la salle des cellules de l’usine d’UF₆. Le rejet était dû à une défaillance d’un joint. La zone touchée a été isolée et réparée avant d’être remise en service. L’exposition au fluor de deux membres du personnel qui travaillaient dans la zone en question a été vérifiée et on a constaté que leurs concentrations de fluor n’avaient pas augmenté. En raison des mesures prises, l’événement n’a eu aucune conséquence sur le personnel ou l’environnement. Le 24 octobre, l’EIU a été activée pour intervenir auprès d’une personne qui souffrait d’essoufflement sans rapport avec ses activités professionnelles. L’employé a été emmené à l’hôpital, mis sous observation et a reçu son congé le même jour.

CFM

• En janvier 2019, Cameco a détecté une fuite d’azote gazeux provenant d’une vanne sur un équipement extérieur à l’installation CFM. Suite à cette découverte, la vanne défectueuse a été rapidement remplacée. Le rejet a été estimé à environ 136 m³ d’azote gazeux. Cameco a signalé cet événement au Centre d’intervention en cas de déversement du gouvernement de l’Ontario et en a publié les détails sur son site Web. Cet événement n’a eu aucune incidence sur l’environnement ni sur la santé et la sécurité du public.

BWXT

• En mars 2019, BWXT a signalé qu’un échantillon d’air personnel d’un opérateur était supérieur à la limite d’exposition professionnelle au béryllium. Des enquêtes ultérieures du titulaire de permis ont montré que l’équipement de ventilation locale avait besoin d’être réglé. L’équipement a été amélioré pour augmenter l’efficacité de la capture. Cette amélioration s’est avérée efficace et elle continue d’être surveillée. BWXT a soumis un rapport d’événement détaillant les causes profondes du problème et les mesures correctives mises en œuvre.
• En mars 2019, BWXT a signalé un accident mineur de véhicule impliquant un camion qui transportait une cargaison de poudre de dioxyde d’uranium (UO₂) contenue dans des fûts en acier (colis industriels de type 1) de Cameco vers Port Hope. Le camion a subi des dommages mineurs; toutefois, il n’y a eu ni dommage au contenu ni rejet de matière. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ou sur la sécurité nationale ou internationale.

SRBT

• En janvier 2019, un incendie important s’est déclaré dans une installation de bois débité industriel près de l’installation de SRBT. L’incendie a entraîné une panne d’électricité dans une grande partie de la ville de Pembroke, touchant notamment l’installation de SRBT. Pendant la durée de la panne de courant, un employé était présent dans l’installation conformément aux exigences du programme de sécurité de SRBT. L’installation a de nouveau été alimentée le lendemain matin. Cette coupure d’alimentation de l’installation de SRBT n’a eu aucun effet sur la santé et la sécurité des personnes ou sur l’environnement.
• En janvier 2019, SRBT a accepté trois enseignes d’avions contenant 279,72 GBq de tritium gazeux d’un client de l’Union européenne. SRBT avait vendu et exporté ces enseignes, conformément à un permis d’exportation délivré par la CCSN. Cependant, les enseignes ne répondant pas aux exigences de conception du client, ce dernier les a renvoyées. L’envoi a été accepté par erreur à l’arrivée; c’est-à-dire sans avoir été préalablement autorisé par SRBT. SRBT a rappelé au client que le processus de retour n’avait pas été suivi et que SRBT s’attendait à ce qu’il le soit à l’avenir, dans tous les cas où des produits pourraient devoir être retournés au Canada. Les envois se sont déroulés sans incident et n’ont eu aucune incidence sur le public ou l’environnement.

Nordion

• En 2019, Nordion a signalé trois événements liés à l’emballage et au transport. Dans tous ces cas, les événements impliquant des dommages à des colis de type A subis lors de la manutention par les expéditeurs ou par les transporteurs ne présentaient qu’un faible risque, et il n’y a eu aucune incidence sur les contenus radioactifs des colis.
• En juillet 2019, Nordion a signalé un événement lié à la découverte d’une fuite potentielle d’une source de cobalt 60 reçue des Laboratoires de Chalk River des LNC. La légère élévation des niveaux de contamination s’est avérée être due à une soudure anormale. Aucune mesure corrective n’a été prise par Nordion, car il s’agissait de l’avant-dernière expédition de cobalt 60 des LNC avant que ces derniers n’arrêtent la production.

BTL

• En février 2019, BTL a signalé qu’une alerte incendie s’était déclenchée en raison d’un court-circuit dans le système de sécurité-incendie. Le personnel d’intervention d’urgence en cas d’incendie a répondu à l’alerte et a confirmé qu’il s’agissait d’une fausse alerte. Le court-circuit avait été causé par une entrée d’eau dans le bâtiment dans une zone qui devait subir une réparation du toit à une date ultérieure.
• En février 2019, BTL a signalé qu’un avis préalable à l’expédition concernant une non-conformité avait été envoyé à une mauvaise autorité importatrice. L’autorité importatrice appropriée a été avisée, des mesures correctives ont été prises et une nouvelle formation sur la procédure a été donnée.

Le personnel de la CCSN est convaincu que les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ont réagi de manière adéquate aux événements et ont mis en œuvre des mesures correctives appropriées en réponse à chaque événement.

6.2 Mobilisation du public

La mobilisation du public comporte deux aspects : les activités réalisées directement par le personnel de la CCSN et les activités mises en œuvre par les titulaires de permis.

6.2.1 CCSN

La LSRN oblige la CCSN à diffuser au public de l’information scientifique, technique et réglementaire objective concernant ses activités et les activités qu’elle réglemente. Le personnel de la CCSN s’acquitte de ce mandat de diverses façons, notamment par la publication des RSR et par l’organisation de séances « Rencontrez l’organisme de réglementation nucléaire ». Le personnel de la CCSN cherche également d’autres occasions d’établir des liens avec le public et les groupes autochtones en participant souvent à des réunions ou à des événements dans les collectivités ayant un intérêt à l’égard des sites nucléaires. Le personnel de la CCSN est ainsi en mesure de répondre aux questions sur le mandat et le rôle de la CCSN en matière de réglementation du secteur nucléaire, notamment des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Pour les installations visées dans ce RSR, le personnel de la CCSN a participé aux événements suivants :

• Barbecues d’été annuels de BWXT à Toronto et à Peterborough
• Foire de l’automne de Port Hope

6.2.2 Installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

Tous les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires sont tenus de mettre en œuvre et de tenir à jour des programmes d’information et de divulgation publiques, conformément au REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques ^{Footnote 7}. Ces programmes sont soutenus par des protocoles de divulgation qui précisent le type de renseignements sur les installations qui doivent être partagés avec le public, ainsi que la façon dont ils doivent l’être. Cela permet d’assurer une communication efficace et rapide au public de renseignements sur la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, sur l’environnement, ainsi que sur d’autres questions associées au cycle de vie des installations nucléaires.

En 2019, le personnel de la CCSN a évalué la mise en œuvre par les titulaires de permis de leurs programmes d’information et de divulgation publiques, en examinant leurs activités de communications. Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires respectaient les exigences et qu’ils diffusaient l’information conformément à leurs protocoles de divulgation publique.

6.3 Consultation et mobilisation des Autochtones

En tant qu’agent de la Couronne et à titre d’organisme de réglementation nucléaire du Canada, la CCSN reconnaît et comprend l’importance de consulter les peuples autochtones du Canada et d’établir des relations avec eux. Le personnel de la CCSN s’est engagé à établir des relations à long terme avec les groupes autochtones ayant un intérêt à l’égard des installations nucléaires autorisées par la CCSN présentes sur leur territoire traditionnel ou visé par un traité. En maintenant des liens continus, informatifs et collaboratifs, la CCSN cherche à établir des relations et à renforcer la confiance. Les pratiques de mobilisation des Autochtones de la CCSN, notamment le partage de l’information et le soutien financier (par l’entremise du Programme de financement des participants [PFP] de la CCSN) pour permettre aux peuples autochtones d’apporter une participation significative aux travaux de la Commission et aux activités de réglementation courantes, sont conformes aux principes de respect de l’honneur de la Couronne et de réconciliation.

6.3.1 Mobilisation du personnel de la CCSN

Les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires au Canada se trouvent sur les territoires traditionnels ou visés par des traités de nombreuses communautés autochtones (voir l’annexe L). Les efforts déployés par le personnel de la CCSN, en 2019, ont soutenu l’engagement continu de la CCSN envers le respect de ses obligations de consultation et l’établissement de relations avec les peuples autochtones ayant des intérêts à l’égard des installations de traitement des substances nucléaires au Canada. Le personnel de la CCSN a poursuivi sa collaboration avec les communautés et les organisations autochtones, afin de déterminer des occasions de mobilisation formelle et régulière, tout au long du cycle de vie de ces installations, notamment en tenant des réunions et des ateliers. Dans le cadre de cette mobilisation, le personnel de la CCSN a accueilli favorablement l’occasion de discuter avec les communautés autochtones qui le souhaitaient sur des sujets d’intérêt et des préoccupations liés aux activités réglementées par la CCSN.

En outre, en vue de s’assurer que les communautés autochtones qui le souhaitaient étaient informées de la publication de ce RSR pour 2019, le personnel de la CCSN leur a adressé un avis de possibilité de financement dans le cadre du PFP pour examiner et commenter ce rapport, et leur a offert la possibilité de présenter une intervention écrite à la Commission et/ou de comparaître devant elle, dans le cadre d’une réunion de la Commission. Le personnel de la CCSN a également envoyé des copies de ce rapport à toutes les communautés et organisations autochtones qui avaient demandé à être tenues informées des activités menées dans les installations visées par le rapport.

6.3.2 Activités de mobilisation des titulaires de permis

En 2019, le personnel de la CCSN a poursuivi sa surveillance des activités de mobilisation menées par les titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires (Cameco, BWXT, SRBT, Nordion et BTL) pour s’assurer qu’ils communiquaient avec les groupes autochtones ayant un intérêt à l’égard de leurs installations et les mobilisaient.

Le personnel de la CCSN a confirmé que les titulaires de permis disposaient de programmes de mobilisation et de sensibilisation des Autochtones. Tout au long de 2019, les titulaires de permis ont rencontré les communautés et les organisations autochtones qui le souhaitaient et ont partagé des renseignements avec elles. Ces efforts comprenaient des courriels, des lettres, des réunions, des visites de sites guidées, ainsi que des visites communautaires, sur demande. La CCSN encourage les titulaires de permis à continuer de forger des relations avec les groupes autochtones qui ont exprimé un intérêt envers leurs activités et de les mobiliser.

6.4 Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN

Une condition de permis standard exige que chaque titulaire de permis d’installation nucléaire élabore, mette en œuvre et tienne à jour un programme de surveillance de l’environnement afin de démontrer que le public et l’environnement sont protégés contre les émissions découlant des activités autorisées du titulaire de permis. Les résultats de ces programmes de surveillance sont soumis à la CCSN pour assurer le respect des exigences établies dans les règlements applicables.

La CCSN met en œuvre son Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) afin de s’assurer que le public se trouvant à proximité des installations nucléaires autorisées, ainsi que l’environnement aux alentours, sont protégés. Le PISE est indépendant du programme de vérification continue de la conformité de la CCSN, mais complémentaire à celui-ci. Dans le cadre du PISE, des échantillons sont prélevés dans les espaces publics autour des installations autorisées. Les substances radioactives et dangereuses contenues dans ces échantillons sont mesurées et analysées, et les résultats sont comparés aux recommandations, limites et objectifs pertinents.

En 2019, le personnel de la CCSN a effectué une surveillance environnementale indépendante aux installations de BWXT à Toronto et à Peterborough. Les résultats du PISE de 2019, publiés sur la page Web du PISE, indiquent que le public et l’environnement à proximité de ces installations sont protégés, et que les activités de ces installations n’ont aucun effet néfaste sur l’environnement ou la santé humaine. De plus, ces résultats sont conformes aux résultats présentés par les titulaires de permis et démontrent que les programmes de protection de l’environnement des titulaires de permis protègent la santé et la sécurité des personnes et l’environnement.

Cependant, en mars 2020, lors de l’audience sur le renouvellement du permis de BWXT, plusieurs intervenants ont exprimé des préoccupations concernant les concentrations de béryllium dans le sol, près de l’installation de Peterborough, observées lors des campagnes d’échantillonnage du PISE de la CCSN en 2014, en 2018 et en 2019. En réponse à ces inquiétudes du public, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de procéder à un rééchantillonnage accéléré des sols pour vérifier la présence de béryllium sur les propriétés adjacentes à l’installation de BWXT à Peterborough, en mettant particulièrement l’accent sur la propriété où se trouve l’école publique Prince of Wales. La Commission a également demandé au personnel de la CCSN d’analyser les résultats et de clarifier le risque que les concentrations de béryllium pouvaient présenter pour la santé et la sécurité du public et pour l’environnement. Le personnel de la CCSN a terminé l’échantillonnage supplémentaire en juillet 2020.

Mise à jour : Les résultats de l’échantillonnage sont disponibles sur le site Web du PISE.

6.5 Suivi de la précédente réunion de la Commission

Le 11 décembre 2019, lors de la présentation du Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires au Canada : 2018 ^{Footnote 8}, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de mettre en œuvre deux mesures de suivi :

• La Commission a demandé que les titulaires de permis fournissent au personnel de la CCSN l’identité et les coordonnées de personnes-ressources, afin qu’elles puissent ensuite être rendues publiques, en vue d’aider les intervenants à communiquer directement.
  • Statut de la mesure : Les titulaires de permis ont fourni l’information demandée et cette mesure de suivi est désormais fermée.
• Le personnel de la CCSN a été prié de fournir un résumé des principes sous-jacents des limites de rejet dérivées (LRD).
  • Statut de la mesure : Veuillez consulter, en annexe M, la fiche d’information sur les limites autorisées pour les rejets dans l’environnement.

6.6 Le point sur la réponse à la COVID-19 de la CCSN et la surveillance des installations du cycle du combustible nucléaire

Le 15 mars 2020, en réponse à la pandémie de COVID-19, la CCSN a activé son Plan de continuité des activités. À compter du 16 mars, tout le personnel de la CCSN, à Ottawa et dans les bureaux régionaux et de site, a été invité à travailler à domicile. La direction de la CCSN a immédiatement suspendu toutes les activités régulières de vérification de la conformité dans les installations du cycle du combustible nucléaire et a recensé les activités considérées comme essentielles, afin de soutenir la poursuite de l’exploitation sûre des installations autorisées et la réalisation de la mission et du mandat de la CCSN. Par exemple, les dossiers devant être présentés à la Commission et les délais associés pour soumettre des documents au Secrétariat ont été revus, en vue de confirmer d’éventuelles répercussions et de planifier les mesures d’atténuation requises.

La majorité des titulaires de permis du programme du cycle du combustible nucléaire (comme les LNC, Cameco, Orano et les installations de gestion des déchets d’OPG) ont interrompu leurs activités lorsque la pandémie a commencé. Tous les titulaires de permis ont activé des plans de continuité des activités. La plupart ont interrompu leurs activités, leur personnel non essentiel travaillant à distance. Les titulaires de permis dont les activités ont été considérées comme des services essentiels (par exemple, les producteurs d’isotopes médicaux ou les prestataires de services mondiaux de santé) ont, quant à eux, maintenu leurs activités, non seulement dans le respect des directives de santé publique, mais également dans le cadre de protocoles de sécurité supplémentaires. En outre, tous les titulaires de permis ont maintenu toutes les mesures de sécurité appropriées sur leurs sites. Dans tous les autres cas, les titulaires de permis ont réduit le nombre d’employés présents sur les sites au minimum requis pour maintenir la sécurité des installations ou des sites pendant le confinement.

En avril 2020, le personnel de la CCSN a examiné toutes les activités de vérification de la conformité prévues sur les sites, en tenant compte des risques, afin de déterminer une voie à suivre appropriée. Le personnel de la CCSN a recensé les activités planifiées de vérification de la conformité qui pouvaient être réalisées par d’autres moyens (notamment des méthodes de vérification à distance, ainsi que des examens informatiques des documents, des dossiers soumis par les titulaires de permis de permis ou d’autres données à l’appui) et a adapté, le cas échéant, certaines activités planifiées. Les modifications apportées par les titulaires de permis ont entraîné de nombreux changements dans la surveillance de la CCSN, en particulier dans les cas où aucune surveillance réglementaire n’était nécessaire, parce qu’un titulaire de permis avait annulé une activité particulière.

La CCSN a élaboré un document d’information préalable à l’emploi lié à la pandémie, sous la forme d’instructions supplémentaires que les directeurs de la CCSN devaient remettre aux inspecteurs, avant qu’ils n’effectuent des activités de surveillance sur les sites. La CCSN a également fourni des équipements de protection individuelle (EPI) aux inspecteurs avant toute activité sur les sites. Le document d’information préalable à l’emploi décrit clairement les droits individuels des employés de ne pas assister à une inspection en personne s’ils estiment qu’ils ne peuvent pas le faire en toute sécurité.

Les activités de vérification de la conformité des installations du cycle du combustible nucléaire se sont poursuivies à distance. Les activités de surveillance sur les sites ont depuis repris, en tenant compte des risques et dans le respect des protocoles de santé pertinents relatifs à la COVID-19. Le personnel de la CCSN continue de mener des activités de surveillance pendant la pandémie de COVID-19, en vue d’assurer la protection de l’environnement, ainsi que la santé et la sécurité des personnes. Le Rapport de surveillance réglementaire de 2020 décrira, plus en détail, les activités de surveillance menées à bien cette année-là pendant la pandémie.

7 Conclusions générales

Le personnel de la CCSN a conclu que les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires avaient, en 2019, été exploitées de façon sûre. Cette conclusion est fondée sur la vérification par le personnel de la CCSN des activités des titulaires de permis, notamment par des inspections sur le site, l’examen des rapports présentés par les titulaires de permis, ainsi que l’examen des événements et des incidents. Cette conclusion s’appuie également sur des activités de suivi et des communications générales avec les titulaires de permis.

En 2019, toutes ces installations ont obtenu une cote « Satisfaisant » pour leur rendement à l’égard des 14 DSR.

Les activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN ont confirmé ce qui suit :

• les programmes de radioprotection, à toutes les installations, ont permis de contrôler adéquatement les expositions au rayonnement et de maintenir les doses au niveau ALARA
• les programmes de protection de l’environnement, à toutes les installations, ont protégé efficacement les personnes et l’environnement
• les programmes de santé et de sécurité classiques, à toutes les installations, ont continué de protéger les travailleurs

Le personnel de la CCSN a conclu qu’en 2019 les titulaires de permis dont il est question dans ce rapport ont pris les dispositions appropriées pour de préserver la santé et la sécurité des travailleurs et du public, protéger l’environnement et de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire.

Le personnel de la CCSN continue d’exercer une surveillance réglementaire de la conformité à toutes les installations autorisées.

Sigles et abréviations

60Co	Cobalt 60
AIEA	Agence internationale de l’énergie atomique
ALARA	Niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu des facteurs socio-économiques
AO	Algonquins de l’Ontario
BCGI	Bande des Chippewas de Georgina Island
BMBQ	Bande des Mohawks de la baie de Quinte
Bq	Becquerel
BTL	Best Theratronics Ltd.
BWXT	BWXT Nuclear Energy Canada Inc.
CAD	Dollar canadien
Cameco	Cameco Corporation
CANDU	Canada Deuterium Uranium
CCME	Conseil canadien des ministres de l’Environnement
CCSN	Commission canadienne de sûreté nucléaire
CFM	Cameco Fuel Manufacturing Inc.
cm	Centimètre
CMD	Document à l’intention des commissaires
CSA	Association canadienne de normalisation (maintenant le Groupe CSA)
CST	Comité de sécurité au travail
CTNAA	Conseil tribal de la Nation algonquine Anishinabeg
DSR	Domaine de sûreté et de réglementation
EDSC	Emploi et Développement social Canada
EIU	Équipe d’intervention en cas d’urgence
EPI	Équipement de protection individuelle
ERA	Évaluation des risques environnementaux
ES	Entièrement satisfaisant
g	Gramme
GBq	Gigabecquerel
GEH-C	GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc.
h	Heure
HF	Fluorure d’hydrogène
HNO3	Acide nitrique
HT	Tritium gazeux
HTO	Oxyde de tritium hydrogéné ou eau tritiée
IA	Inférieur aux attentes
ICPH	installation de conversion de Port Hope
IEPT	Incident entraînant une perte de temps
IN	Inacceptable
kg	Kilogramme
km	Kilomètre
l	Litre
LNC	Laboratoires Nucléaires Canadiens
LRD	Limite de rejet dérivée
LSRN	Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
m3	Mètres cubes
MBq	Mégabecquerel
MCP	Manuel des conditions de permis
MEPNP	Ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs
MeV	Mégaélectronvolt
mg	Milligramme
mg/l	Milligramme par litre
mSv	Millisievert
N	Azote
NMO	Nation métisse de l’Ontario
NO2	Dioxyde d’azote
Nordion	Nordion (Canada) Inc.
NOx	Oxydes d’azote
NSA	Nation Sagamok Anishnawbek
OPG	Ontario Power Generation
PFP	Programme de financement des participants
PISE	Programme indépendant de surveillance environnementale
PNA	Première Nation d’Alderville
PNAP	Première Nation des Algonquins de Pikwàkanagàn
PNCB	Première Nation des Chippewas de Beausoleil
PNCL	Première Nation de Curve Lake
PNCR	Première Nation Chippewas of Rama
PNH	Première Nation de Hiawatha;
PNM	Première Nation Mississauga
PNMC	Première Nation des Mississaugas de Credit
PNMSI	Première Nation des Mississaugas de Scugog Island
PNSR	Première Nation de Serpent River
PNT	Première Nation de Thessalon
PNTW	Premières Nations visées par les traités Williams
ppm	Parties par million
RBR	Raffinerie de Blind River
RP	Radioprotection
RQEPC	Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada
RSR	Rapport de surveillance réglementaire
SA	Satisfaisant
SGE	Système de gestion de l’environnement
SLTG	Sources lumineuses au tritium gazeux
SRBT	SRB Technologies (Canada) Inc.
T2	Gaz tritié
TBq	Térabecquerel
TSN	Travailleur du secteur nucléaire
UF6	Hexafluorure d’uranium
UO2	Dioxyde d’uranium
UO3	Trioxyde d’uranium
VIM	Vision in Motion
µg	Microgramme
µSv	Microsievert

Glossaire

Les définitions des termes utilisés dans le présent document figurent dans le glossaire REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN ^{Footnote 9}, qui comprend des termes et des définitions tirés de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires ^{Footnote 1}, de ses règlements d’application ainsi que des documents d’application de la réglementation et d’autres publications de la CCSN. Le REGDOC-3.6 est fourni à des fins de référence et d’information.

A. Liens vers les sites Web des titulaires de permis

Titulaire de permis	Site Web	Rapports annuels de conformité 2019
RBR de Cameco	camecofuel.com/business/blind-river-refinery	Rapport annuel de conformité 2019
ICPH de Cameco	camecofuel.com/business/port-hope-conversion-facility	Rapport annuel de conformité 2019
installation CFM de Cameco	camecofuel.com/business/cameco-fuel-manufacturing	Rapport annuel de conformité 2019
BWXT, Toronto et Peterborough	nec.bwxt.com	Rapport annuel de conformité 2019
SRBT	srbt.com	Rapport annuel de conformité 2019
Nordion	nordion.com	Rapport annuel de conformité 2019
BTL	theratronics.ca	Rapport annuel de conformité 2019

B. Inspections par la CCSN

Tableau B-1 : Inspections, RBR, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
CAMECO-BRR-2019-01	Système de gestion, Aptitude fonctionnelle, Conduite de l’exploitation, Santé et sécurité classiques, Gestion de la performance humaine	31 mai 2019
CAMECO-BRR-2019-02	Gestion des urgences et protection-incendie	6 décembre 2019
CAMECO-BRR-2019-03	Emballage et transport	21 janvier 2020
CAMECO-BRR-2019-04	Aptitude fonctionnelle	4 mars 2020

Tableau B-2 : Inspections, ICPH, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
CAMECO-PHCF-2019-01	Sécurité	PROTÉGÉ
CAMECO-PHCF-2019-02	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement	13 juin 2019
CAMECO-PHCF-2019-03	Gestion des urgences et protection-incendie	1er octobre 2019
CAMECO-PHCF-2019-04	Système de gestion, Aptitude fonctionnelle, Conduite de l’exploitation, Radioprotection, Santé et sécurité classiques	1er novembre 2019

Tableau B-3 : Inspections, CFM, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
CAMECO-CFM-2019-01	Système de gestion	21 juin 2019
CAMECO-CFM-2019-02	Conduite de l’exploitation, Aptitude fonctionnelle, santé et sécurité classiques, Radioprotection	19 septembre 2019
CAMECO-CFM-2019-03	Gestion des urgences et protection-incendie	8 janvier 2020

Tableau B-4 : Inspections – BWXT, Toronto et Peterborough, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
BWXT	Système de gestion	31 juillet 2019
BWXT	Conduite de l’exploitation, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement, Gestion des urgences et protection-incendie	juin 2019
BWXT	Radioprotection	21 janvier 2020

Tableau B-5 : Inspections, SRBT, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
SRBT-2019-01	Conduite de l’exploitation, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement, Gestion des déchets	6 mai 2019
SRBT-2019-02	Protection de l’environnement	1er novembre 2019

Remarque : Les rapports d’inspection touchant la sécurité et les garanties contiennent des renseignements de nature délicate et ne seront pas rendus publics.

Tableau B-6 : Inspections – Nordion, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
NORDION	Sécurité	PROTÉGÉ
NORDION	Emballage et transport	3 juin 2019
NORDION	Gestion des urgences et protection-incendie	18 septembre 2019
NORDION	Emballage et transport	18 novembre 2019

Tableau B-7 : Inspections – BTL, en 2019

Titre de l’inspection	Domaines de sûreté et de réglementation couverts	Date d’envoi du rapport d’inspection
BT-2019-01	Gestion des déchets, Radioprotection, Protection de l’environnement, Conduite de l’exploitation, Santé et sécurité classiques	16 juillet 2019

C. Modifications importantes aux permis et aux manuels des conditions de permis

Tableau C-1 : Modifications apportées aux permis

Titulaire de permis	Date	Permis de l’installation	Sommaire des modifications
Nordion	26 février 2019	NSPFOL-14.01/2025	Nordion a demandé un transfert de son permis d’exploitation vers une nouvelle entité constituée du même nom, mais avec un nouveau numéro d’entreprise, afin de refléter sa fusion avec sa société mère directe et avec deux autres sociétés non affiliées au titulaire de permis. Il n’y a aucun changement aux activités autorisées existantes résultant du transfert de permis.
BTL	1er juillet 2019.	NSPFL-14.00/2029	En mai 2019, la Commission a tenu une audience à Ottawa sur le renouvellement du permis d’exploitation de BTL. La Commission a délivré le permis de BTL le 1er juillet 2019.

Tableau C-1 : Modifications apportées aux MCP

Titulaire de permis	Date	Permis de l’installation	Sommaire des modifications
Nordion	25 janvier 2019	NSPFOL-14.00/2025	Révision 1 du MCP Mise à jour du formatage Suppression des descriptions de transition pour : CSA N286-12 (Système de gestion) REGDOC-2.2.2, La formation du personnel (Gestion de la performance humaine) CSA N393 (Protection-incendie) CSA N288.4 (Protection de l’environnement) REGDOC-2.10.1 (Gestion des urgences) REGDOC-2.12.3 (Sécurité, sources scellées) Tableau des limites de rejet mis à jour pour refléter la mise en œuvre des documents de la série CSA N288 Ajout d’orientations pour : CSA N288.7 et N288.8 (Protection de l’environnement) CSA B-51 (Conception matérielle) CSA N292.1 et IAEA NS R-5 (Analyse de la sûreté) CSA N292.0 (Gestion des déchets) Inclusion du REGDOC-2.13.1 comme critère de vérification de la conformité pour les garanties et la non-prolifération, et suppression du document RD-336 Inclusion du REGDOC-3.1.2 comme critère de vérification de la conformité pour la production de rapports Date de déclaration du dépassement d’un seuil d’intervention modifiée, de 60 jours à 21 jours, conformément au REGDOC-3.1.2 Inclusion du REGDOC-2.11.1 comme document d’orientation pour la gestion des déchets, et suppression des documents G-320 et P-290 Ajout du REGDOC-3.2.1 comme document d’orientation pour l’information et la divulgation publiques
Nordion	26 février 2019	NSPFOL-14.01/2025	Révision 2 du MCP Numéro de permis mis à jour de NSPFOL-11A.00/2025 à NSPFOL 11A.01/2025 Numéro d’entreprise de Nordion mis à jour de 891 613-6 à 1 115 250-5 pour refléter le transfert de permis Période de permis mise à jour de « du 1er novembre 2015 au 31 octobre 2025 » à « du 26 février 2019 au 31 octobre 2025 », pour refléter le transfert de permis
BTL	1er juillet 2019.	NSPFL-14.00/2029	Première diffusion du MCP de BTL après l’audience sur le renouvellement de permis de mai 2019 tenue à Ottawa La Commission a délivré le permis de BTL le 1er juillet 2019.

D. Mise en œuvre des documents d’application de la réglementation

Document d’application de la réglementation	Version	ICPH	RBR	CFM	BWXT
REGDOC‑2.10.1, Préparation et intervention relative aux urgences nucléaires	Février 2016	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.2.2, La formation du personnel	Décembre 2016	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement	Avril 2017	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020
REGDOC‑3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium	Janvier 2018	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires	Février 2018	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mise en œuvre prévue au plus tard en janvier 2019
REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté	Avril 2018	Mise en œuvre prévue d’ici juin 2022	Mise en œuvre prévue d’ici juin 2022	Mise en œuvre prévue d’ici juin 2022	Mis en œuvre
REGDOC‑3.2.1, L’information et la divulgation publiques	Mai 2018	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020

Document d’application de la réflementation	Version	SRBT	Nordio	BTL
REGDOC‑2.10.1, Préparation et intervention relative aux urgences nucléaires	Février 2016	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.2.2, La formation du personnel	décembre 2016	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement	avril 2017	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Mise en œuvre prévue au plus tard en décembre 2020
REGDOC‑3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium	Janvier 2018	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires	Février 2018	S.O.	Mis en œuvre	Mis en œuvre
REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté	Avril 2018	Mis en œuvre	Mis en œuvre	Mise en œuvre prévue au plus tard en décembre 2020
REGDOC‑3.2.1, L’information et la divulgation publiques	Mai 2018	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Plans de mise en œuvre prévus en 2020	Mise en œuvre prévue au plus tard en décembre 2020

E. Garanties financières

Tableau E‑1 : Garanties financières – Installations de traitement de l’uranium

Installation	Montant (CAD)
RBR	48 000 000 $
ICPH	128 600 000 $
CFM	21 000 000 $
BWXT Toronto	45 568 100 $
BWXT Peterborough	6 803 500 $

Tableau E‑2 : Garanties financières – Installations de traitement des substances nucléaires

Installation	Montant (CAD)
SRBT	727 327 $
Nordion	45 124 748 $
BTL	1 800 000 $

F. Cotes attribuées aux DSR

Pour 2019, tous les titulaires de permis ont reçu des cotes SA pour chaque DSR pertinent. Veuillez noter qu’en vue de prioriser les travaux dans le contexte de la pandémie de COVID‑19, une approche binaire de l’évaluation du rendement des installations a été adoptée pour ce RSR. C’est‑à‑dire que les titulaires de permis n’ont reçu que des cotes « Satisfaisant » (SA) ou « Inférieur aux attentes » (IA), la cote « Entièrement satisfaisant » (ES) n’ayant pas été utilisée. Il est important de comprendre que si une installation a reçu une cote ES pour un DSR dans le RSR 2018, mais une cote SA pour ce même DSR dans le RSR 2019, cela n’indique pas nécessairement une baisse du rendement de cette installation. L’approche de cotation binaire a permis de réduire considérablement les efforts qui sont souvent nécessaires pour atteindre un consensus sur la cote finale.

Tableau F‑1 : Cotes attribuées aux DSR – RBR, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES	ES	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

ES = Entièrement satisfaisant; SA = Satisfaisant

Tableau F‑2 : Cotes attribuées aux DSR – ICPH, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	IA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

IA = Inférieur aux attentes; SA = Satisfaisant.

Tableau F‑3 : Cotes attribuées au DSR – CFM, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

SA = Satisfaisant

Tableau F‑4 : Cotes attribuées aux DSR – BWXT, Toronto et Peterborough, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

SA = Satisfaisant

Tableau F‑5 : Cotes attribuées aux DSR – SRBT, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	ES	ES	ES	ES	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	SA	ES	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération*	S.O.	S.O.	S.O.	S.O.	S.O.
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

ES = Entièrement satisfaisant; S.O. = Sans objet; SA = Satisfaisant

* Il n’y a pas d’activité de vérification des garanties pour cette installation.

Tableau F‑6 : Cotes attribuées aux DSR – Nordion, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	ES	ES	ES	ES	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	ES	ES	ES	ES	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

ES = Entièrement satisfaisant; SA = Satisfaisant

Tableau F‑7 : Cotes attribuées aux DSR – BTL, de 2015 à 2019

DSR	Cote de 2015	Cote de 2016	Cote de 2017	Cote de 2018	Cote de 2019
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	SA	SA	SA	SA	SA
Analyse de la sûreté	SA	SA	SA	SA	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	SA	SA	SA	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	IA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA

IA = Inférieur aux attentes; SA = Satisfaisant.

G. Rejets annuels totaux de radionucléides directement dans l’environnement

La CCSN rend les données sur les rejets de radionucléides plus facilement accessibles au public dans le cadre de son engagement relatif à l’initiative Gouvernement ouvert et de son mandat de diffusion de ces renseignements au public. La présente annexe reflète l’engagement continu de fournir des données, dans le cadre des rapports de surveillance réglementaire, sur les rejets annuels totaux de radionucléides.

Le personnel de la CCSN a commencé à publier les rejets annuels de radionucléides dans l’environnement provenant des installations nucléaires sur la section de la CCSN du portail Gouvernement ouvert.

Installations de traitement de l’uranium

Les rejets directs de radionucléides dans l’environnement provenant des installations de raffinage, de fabrication et de conversion du combustible d’uranium se limitent principalement aux rejets d’uranium dans l’atmosphère. Comme l’uranium est plus toxique sur le plan chimique que sur le plan radiologique, les rejets sont surveillés en tant qu’uranium total. Par conséquent, la charge annuelle est déclarée en kilogrammes. Parmi ces installations, seule la raffinerie de Blind River, appartenant à Cameco, rejette directement des radionucléides dans les eaux de surface, en l’occurrence de l’uranium et du radium 226.

Tableau G‑1 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère ou les eaux de surface par les installations de traitement de l’uranium, de 2015 à 2019

Installation et année	Rejets annuels d’uranium dans l’air (kg)	Rejets annuels d’uranium sous forme d’effluents liquides dans les eaux de surface (kg)	Rejets totaux de radium 226 sous forme d’effluents liquides dans les eaux de surface (MBq)
Raffinerie de Blind River
2015	1,3	2,6	1,06
2016	1,0	1,2	0,92
2017	0,8	1,9	1,04
2018	1,2	1,9	1,05
2019	2,0	2,7	2,10
Installation de conversion de Port Hope
2015	38,7	S.O.	S.O.
2016	34,3	S.O.	S.O.
2017	31,5	S.O.	S.O.
2018	34,1	S.O.	S.O.
2019	48,5	S.O.	S.O.
Cameco Fuel Manufacturing
2015	0,46	S.O.	S.O.
2016	0,73	S.O.	S.O.
2017	0,58	S.O.	S.O.
2018	1,26	S.O.	S.O.
2019	1,09	S.O.	S.O.
BWXT Toronto
2015	0,0108	S.O.	S.O.
2016	0,0108	S.O.	S.O.
2017	0,0074	S.O.	S.O.
2018	0,0063	S.O.	S.O.
2019	0,0071	S.O.	S.O.
BWXT Peterborough
2015	0,000 003	S.O.	S.O.
2016	0,000 004	S.O.	S.O.
2017	0,000 002	S.O.	S.O.
2018	0,000 002	S.O.	S.O.
2019	0,000 004	S.O.	S.O.

MBq = Mégabecquerel; S.O. = Sans objet.

Installations de traitement des substances nucléaires

SRBT

Les rejets directs de SRBT dans l’environnement se limitent aux rejets atmosphériques de tritium. Il n’y a pas de rejets directs dans les eaux de surface.

Tableau G‑2 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère – SRBT, de 2015 à 2019

Année	Tritium
	Oxyde de tritium hydrogéné ou HTO (GBq)	Tritium élémentaire ou T2 (GBq)
2015	1,15E+04	4,47E+04
2016	6,29E+03	2,27E+04
2017	7,20E+03	1,76E+04
2018	1,07E+04	2,24E+04
2019	1,19E+04	1,99E+04

GBq = Gigabecquerel; HTO = Oxyde de tritium hydrogéné; HT = Tritium gazeux.

Nordion

Les rejets directs de Nordion dans l’environnement se limitent aux rejets atmosphériques.

Tableau G‑3 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère – Nordion, de 2015 à 2019

Année	Cobalt 60 (GBq)	Iode 125 (GBq)	Iode 131 (GBq)	Xénon 133 (GBq)	Xénon 135 (GBq)	Xénon 135m (GBq)
2015	0,005	0,12	0,15	11 916	8 237	10 758
2016	0,006	0,21	0,35	7 277	4 299	5 421
2017	0,003 4	0,001 2	0,000 8	0	0	0
2018	0,002	0	0,006	0	0	0
2019	0,000 02	0	0	0	0	0

GBq = Gigabecquerel.

BTL

BTL n’a pas de rejets radiologiques atmosphériques ou liquides.

H. Données sur les doses au public

Cette annexe contient des renseignements sur la dose estimée au public à proximité des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires. Les limites de rejet réglementaires, aussi appelées limites de rejet dérivées (LRD), sont des rejets calculés pour chaque site qui, s’ils sont dépassés, exposent un membre du public du groupe le plus susceptible d’être exposé à une dose engagée égale à la limite de dose annuelle réglementaire de 1 mSv/an, en vertu du paragraphe 1(3) du Règlement sur la radioprotection ^{Footnote 3}. Les LRD sont calculées selon la norme CSA N 288,1.10‑F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires ^{Footnote 10}.

Compte tenu du fait que les rejets radioactifs de tous les sites visés par ce RSR ont représenté une faible fraction des LRD applicables à ces sites, la contribution de ces rejets à la dose au public demeure une fraction très faible de la limite prescrite pour la population générale.

Tableau H‑1 : Tableau comparatif des doses au public (mSv) pour les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, de 2015 à 2019

Installation	Année					Limite réglementaire
	2015	2016	2017	2018	2019
RBR	0,005	0,005	0,005	0,005	0,005	1 mSv/an
ICPH	0,006	0,020	0,153*	0,173	0,127
CFM	0,025	0,023	0,022	0,030	0,027
BWXT Toronto	0,010	0,000 7	0,017 5	0,000 4	0,023
BWXT Peterborough	< 0,001	< 0,001	< 0,001	< 0,001	0,011 5
SRBT	0,006 8	0,004 6	0,003 3	0,003 8	0,002 1
Nordion	0,005 7	0,002 1	0,000 052	0,000 067	0,000 87
BTL	S.O.	S.O.	S.O.	S.O.	S.O.

S.O = Sans objet (aucune activité pouvant entraîner le rejet de matières radioactives dans l’environnement n’a lieu à l’intérieur de l’installation BTL); mSv = Millisievert

* En 2016, l’ICPH a mis à jour les calculs des doses liées aux rejets dans l’eau et aux emplacements gamma aux limites de la propriété servant à déterminer la dose au public. En 2017 et 2018, les doses ont semblé plus élevées que les années précédentes, mais il n’y a pas eu d’augmentation réelle des émissions ou des doses par l’installation. Les résultats représentent en fait une estimation beaucoup plus prudente de la dose au public, car la surveillance du rayonnement gamma aux limites de l’installation est désormais effectuée plus à proximité de l’installation par rapport à l’emplacement précédemment utilisé, d’où l’augmentation visible dans le tableau. Pour cette raison, les résultats à partir de 2017 ne peuvent pas être comparés avec ceux des années précédentes.

I. Données environnementales

Cette annexe fournit des données environnementales pour chaque installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

Raffinerie de Blind River

Émissions atmosphériques

Cameco surveille l’uranium, les oxydes d’azote (NOx), l’acide nitrique (HNO₃) et les matières particulaires rejetées par les cheminées de l’installation. Les données de surveillance présentées dans le tableau I‑1 démontrent que les émissions atmosphériques provenant de l’installation continuent de faire l’objet d’un contrôle efficace et qu’elles sont demeurées, entre 2015 et 2019, constamment en deçà de leurs limites autorisées respectives.

Tableau I‑1 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (moyennes annuelles) – RBR, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Captage des poussières et cheminée d’évacuation : uranium (kg/h)	0,000 05	0,000 05	0,000 04	0,000 05	0,000 05	0,1
Cheminée de l’absorbeur : uranium (kg/h)	0,000 01	0,000 01	0,000 01	0,000 01	0,000 01	0,1
Cheminée de l’incinérateur : uranium (kg/h)	0,000 01	< 0,000 01	< 0,000 01	< 0,000 01	< 0,000 01	0,01
NOX + HNO3 (kg NO2/h)	2,5	1,6	1,8	2,3	3,3	56,0
Matières particulaires (kg/h)	0,006	0,006	0,008	0,010	0,012	11,0

HNO₃ = Acide nitrique; kg/h = Kilogramme par heure; NO₂ = Dioxyde d’azote; NO_X = Oxydes d’azote

Remarque : Les résultats inférieurs à la limite de détection sont indiqués par le symbole « < ».

Effluents liquides

La RBR compte trois sources d’effluents liquides : les effluents de l’usine, le ruissellement des eaux pluviales et les effluents de l’usine de traitement des eaux usées. Ces effluents sont recueillis dans des lagunes et, au besoin, traités avant leur rejet dans le lac Huron. Cameco contrôle les concentrations d’uranium, de radium 226 et de nitrates ainsi que le pH dans les effluents liquides, pour démontrer le respect de leurs limites autorisées respectives. Outre les limites autorisées, la RBR a adopté des seuils d’intervention qui permettent de s’assurer que ces limites autorisées ne seront pas dépassées. En 2019, aucun seuil d’intervention relatif aux effluents liquides n’a été dépassé, à quelque moment que ce soit.

Le tableau I‑2 présente un résumé des résultats moyens de surveillance, de 2015 à 2019. En 2019, les rejets liquides de l’installation se sont maintenus en deçà de leurs limites respectives fixées dans le permis.

Tableau I‑2 : Résultats de la surveillance des effluents liquides (moyennes annuelles) – RBR, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Uranium (mg/l)	0,02	0,01	0,01	0,01	0,01	2
Nitrates (mg/l)	13	11	14	20	21	1 000
Radium 226 (Bq/l)	< 0,01	0,01	0,01	0,01	0,01	1
pH (min)	7,2	7,3	7,3	7,3	7,2	Min. 6,0
pH (max)	8,4	8,6	8,2	8,5	8,4	Max. 9,5

Bq/l = Becquerel par litre; mg/l = milligramme par litre

Remarque : Les résultats inférieurs à la limite de détection sont indiqués par le symbole « < ».

Uranium dans l’air ambiant

Les concentrations d’uranium présentes dans l’air ambiant, telles qu’elles sont surveillées par le réseau d’échantillonnage de Cameco autour de l’installation RBR, se maintiennent constamment à un faible niveau. En 2019, la concentration annuelle moyenne d’uranium la plus élevée (parmi les stations d’échantillonnage) mesurée dans l’air ambiant était de 0,004 µg/m³, une valeur bien en deçà des critères de qualité de l’air ambiant (CQAA) du MEPNP pour l’uranium, de 0,03 µg/m^{3 Footnote 11}.

Surveillance des eaux souterraines

Cameco a mis en place un vaste programme de surveillance des eaux souterraines autour de l’installation avec un total de 35 puits de surveillance : 14 situés à l’intérieur des limites clôturées et 21 à l’extérieur. Bien qu’ils ne soient pas utilisés comme source d’eau potable, les concentrations d’uranium de tous les puits de surveillance des eaux souterraines, en 2019, étaient inférieures à celles des Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada (RQEPC) de Santé Canada, pour l’uranium ^{Footnote 12}. Le tableau I‑3 présente les résultats de la surveillance des eaux souterraines.

Tableau I‑3 : Résultats annuels de la surveillance des eaux souterraines – RBR, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	RQEPC*
Concentration moyenne d’uranium (µg/l)	1,7	1,3	1,2	2,3	2,0	20
Concentration maximale d’uranium (µg/l)	18,5	14,0	11,0	27,0	14,0	20

RQEPC = Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada; µg/l = Microgrammes par litre

* Aucun des puits d’eaux souterraines surveillé n’est utilisé pour l’eau potable.

Surveillance des eaux de surface

Cameco continue de surveiller les eaux de surface pour y détecter la présence d’uranium, de nitrate et de radium 226, et pour en évaluer le pH, à l’emplacement du diffuseur au point de décharge de la RBR, dans le lac Huron. Dans le lac, les concentrations d’uranium, de nitrates et de radium 226, ainsi que les niveaux de pH, sont restées bien en deçà des recommandations du CCME. Le tableau I‑4 présente les résultats de la surveillance des eaux de surface.

Tableau I‑4 : Résultats annuels moyens des eaux de surface, au diffuseur du point de décharge dans le lac Huron de la RBR, de 2015 à 2019

Paramètre		2015	2016	2017	2018	2019	Recommandations du CCME*
Uranium (µg/l)	Moyenne	0,2	< 0,8	< 0,8	< 0,7	< 0,7	15
	Maximum	0,4	< 0,8	< 0,8	< 0,7	< 0,7
Nitrate (mg/l en N)	Moyenne	0,2	0,2	0,2	0,2	0,1	13
	Maximum	0,2	0,2	0,2	0,2	0,2
Radium 226 (Bq/l)	Moyenne	< 0,005	< 0,005	< 0,005	0,008	< 0,005	S.O
	Maximum	< 0,005	< 0,005	< 0,005	0,008	< 0,005
pH	Moyenne	7,3	8,0	7,3	8,0	8,1	6,5 à 9,0
	Maximum	7,9	8,2	7,7	8,3	8,2

Bq/l = Becquerels par litre; CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; mg/l = Milligrammes par litre; µg/l = Microgrammes par litre

Remarque : Les résultats inférieurs à la limite de détection sont précédés par le symbole « < ».

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des eaux : protection de la vie aquatique ^{Footnote 13}

Surveillance des sols

Cameco prélève des échantillons de sol à une profondeur de 0 à 5 cm, chaque année, et à une profondeur de 5 à 15 cm, tous les cinq ans, afin de surveiller les concentrations d’uranium dans le sol de surface, en vue de déterminer les effets à long terme des émissions atmosphériques sur la qualité du sol, l’uranium en suspension dans l’air se déposant sur le sol à proximité de l’installation RBR. Les résultats de la surveillance des sols de 2019 étaient du même ordre que les concentrations respectives détectées les années précédentes, comme l’indique le tableau I‑5, c’est‑à‑dire que les concentrations d’uranium dans le sol ne semblent pas avoir augmenté autour de l’installation. Les concentrations maximales d’uranium dans le sol, mesurées à proximité de l’installation, étaient légèrement supérieures aux concentrations de fond naturelles en Ontario (jusqu’à 2,5 μg/g) et bien en deçà de 23 μg/g, qui est la recommandation la plus restrictive établie par le CCME pour la qualité du sol en ce qui concerne l’uranium (pour les terrains à vocation résidentielle et les parcs) ^{Footnote 14}. Ces données démontrent que les activités actuelles de la RBR ne contribuent pas à l’accumulation d’uranium dans le sol environnant, et qu’on ne prévoit aucune conséquence nocive sur les récepteurs humains et environnementaux pertinents.

Tableau I‑5 : Résultats de la surveillance des sols (profondeur de 0 à 5 cm) – RBR, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Recommandations du CCME*
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) , à moins de 1 000 m	3,8	1,5	1,6	2,0	2,1	23
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) , à plus de 1 000 m	1,4	0,5	0,6	0,7	1,0
Concentration maximale d’uranium (µg/g )	9,7	2,9	2,8	3,7	3,8

cm = Centimètre; CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; µg/g = Microgrammes par gramme

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environnement et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Contrôle du rayonnement gamma

Une partie de la dose radiologique au public découlant des activités de la RBR est due à des sources de rayonnement gamma. Il est donc nécessaire de contrôler les débits de dose efficace dus aux rayons gamma, aux limites du site principal de la RBR et sur le terrain de golf voisin (l’emplacement récepteur critique), afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma est maintenue au niveau ALARA. Cameco continue de posséder et de contrôler le terrain tout juste à l’extérieur de la clôture périphérique de l’installation. Par conséquent, Cameco établit un seuil d’intervention pour les débits de dose de rayonnement gamma de 1,0 µSv/h, à la clôture nord seulement, car l’emplacement récepteur critique pour la composante gamma de la dose au public est le terrain de golf voisin qui se trouve au nord du site de la RBR. Cameco emploie des dosimètres environnementaux qui sont remplacés tous les mois pour mesurer les débits de dose efficaces dus au rayonnement gamma. En 2019, les mesures maximales mensuelles de rayonnement gamma, à périphérie du site de la RBR, étaient respectivement de 0,50 µSv/h, 0,30 µSv/h, 0,51 µSv/h et 1,01 µSv/h, à l’est, au nord, au sud et à l’ouest. En 2019, tous les résultats mesurés à la périphérie du site étaient inférieurs au seuil d’intervention. Ces mesures indiquent que les débits de dose de rayonnement gamma sont contrôlés et que le public est protégé.

Installation de conversion de Port Hope

Émissions atmosphériques

Cameco surveille les rejets d’uranium, de fluorures et d’ammoniac par les cheminées de l’ICPH. Les données de surveillance du tableau I‑6 montrent que les émissions atmosphériques de l’installation ont continué d’être contrôlées efficacement, les moyennes annuelles étant restées constamment inférieures aux limites autorisées respectives, entre 2015 et 2019.

Tableau I‑6 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (moyennes quotidiennes annuelles) – ICPH, de 2015 à 2019

Lieu	Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Usine d’UF6	Uranium (kg/h)	0,001 7	0,001 2	0,001 1	0,001 4	0,002 7	0,280
	Fluorures (kg/h)	0,017 0	0,010 0	0,021	0,030	0,018	0,650
Usine d’UO2	Uranium (kg/h)	0,001 2	0,001 0	0,000 5	0,000 7	0,000 8	0,240
	Ammoniac (kg/h)	2,4	1,7	1,4	1,7	2,1	58

UO_2 = Dioxyde d’uranium; UF_6 = Hexafluorure d’uranium

En 2019, les émissions quotidiennes moyennes annuelles d’uranium, à l’usine d’UF₆, ont augmenté par rapport à certaines valeurs obtenues au cours de la période de cinq ans, en raison d’un plus grand nombre de jours de production et d’une production accrue.

Effluents liquides

Le permis d’exploitation de Cameco ne permet pas à l’ICPH de rejeter des effluents d’eaux usées de procédé. En 2019, l’ICPH n’a rejeté aucun effluent liquide résiduel. Cameco continue de recueillir et de faire évaporer ses effluents liquides de procédé plutôt que de les rejeter.

Cameco rejette des effluents liquides qui ne proviennent pas des procédés de fabrication à l’ICPH, par exemple l’eau de refroidissement et les égouts sanitaires. Cameco s’assure que ces rejets sont conformes aux exigences des autres organismes de réglementation compétents en la matière. En 2016 et au début de 2017, dans le cadre du processus de renouvellement du permis, un seuil d’intervention quotidien de 100 µg d’uranium par litre (U/l) pour les rejets dans les égouts sanitaires et une limite mensuelle moyenne de 275 µg d’U/l ont été définis et acceptés. Le seuil d’intervention associé aux rejets dans les égouts sanitaires a été dépassé à plusieurs reprises, en 2017, en 2018 et en 2019. Ce phénomène est attribuable aux niveaux anormalement élevés de l’eau du lac Ontario et à l’infiltration connexe d’eaux souterraines dans le réseau d’égouts sanitaires, en raison d’importantes précipitations.

Pour remédier à ces dépassements, Cameco a mis en œuvre, à compter de 2017, un certain nombre de mesures correctives qui, à l’automne 2019, avaient toutes été réalisées. Cela a permis de réduire le nombre de dépassements des seuils d’intervention en 2020.

Cameco poursuit la réparation de tronçons du réseau d’égouts sanitaires dont elle entreprend la modernisation, dans le cadre du projet Vison in Motion (VIM). Le personnel de la CCSN a conclu qu’en 2019, Cameco avait satisfait à l’exigence de son permis de ne pas rejeter d’effluents dans les eaux usées et de maintenir les rejets dans les égouts sanitaires en deçà de leurs limites de rejet respectives.

Surveillance des eaux souterraines

Cameco évalue la qualité des eaux souterraines à l’ICPH en analysant, à différentes fréquences, des échantillons provenant de divers puits :

12 puits de pompage et de traitement, mensuellement

55 puits de surveillance dans les morts‑terrains (sol), trimestriellement

15 puits de surveillance dans le substrat rocheux, annuellement

Les puits de pompage et de traitement ont donné les résultats escomptés, continuant de réduire la masse de contaminants dans les eaux souterraines avant le rejet de l’eau dans le port à des débits similaires aux années précédentes, comme le montre le tableau I‑7 ci‑dessous.

Le personnel de la CCSN examine les rapports annuels de surveillance des eaux souterraines de Cameco et en 2019, il a noté des tendances à la hausse des concentrations de nitrite dans les puits de surveillance des eaux souterraines de South Plume, de radium 226 dans les puits de surveillance d’East Plume et d’ammoniac dans la zone de l’usine d’origine d’UF₆. Ces concentrations élevées n’ont pas d’incidence négative sur les eaux de surface du port. Cependant, le personnel de la CCSN est en communication avec Cameco pour s’assurer que la contamination historique des eaux souterraines sur le site est sous contrôle et que l’exploitation actuelle de Cameco n’a pas d’effet négatif sur l’environnement des eaux souterraines.

Tableau I‑7 : Masse (kg) de contaminants retirés par les puits de pompage – ICPH, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019
Uranium	25,3	22,8	34,0	27,0	27,0
Fluorures	48,3	36,9	61,0	57,0	47,0
Ammoniac	63,7	73,6	70,0	66,0	39,0
Nitrates	44,0	42,6	56,0	124,0	69,0
Arsenic	2,6	1,9	3,0	1,0	0,5

kg = Kilogramme

Surveillance des eaux de surface

La qualité des eaux de surface dans le port adjacent à l’ICPH est surveillée depuis 1977, au moyen de l’analyse d’échantillons prélevés dans la prise d’eau de refroidissement, côté sud, près de l’embouchure de la rivière Ganaraska. La qualité des eaux de surface présente une tendance à l’amélioration au fil des ans, depuis 1977, avec de très faibles concentrations d’uranium.

L’ICPH prélève, trimestriellement, des échantillons d’eau de surface dans le port à 13 endroits différents. Cette activité comprend, pour chacun de ces endroits, le prélèvement d’échantillons juste sous la surface de l’eau et juste au‑dessus de la couche de sédiments du port. À compter de 2018, l’accès à ces emplacements d’échantillonnage a été restreint, en raison des activités d’assainissement du port menées par les LNC. Cependant, l’ICPH a continué de surveiller la prise d’eau de refroidissement située dans le port de Port Hope, à proximité de l’embouchure de la rivière Ganaraska. Étant donné sa proximité avec la sortie du port, la prise d’eau de refroidissement fournit une bonne indication de la qualité globale de l’eau dans le port de Port Hope dans des conditions normales de référence. Des circonstances inhabituelles, telles que la rupture du mur du bassin d’évitage ouest, en 2018, les travaux d’isolement du port menés par les LNC et les activités d’assainissement du port menées par les LNC, ont influencé la qualité de l’eau du port de Port Hope. Le tableau I‑8 fournit les concentrations annuelles maximales et moyennes d’uranium, de fluorure, de nitrate et d’ammoniac, surveillées dans l’eau du port de 2015 à 2019.

En 2019, la concentration maximale d’uranium était élevée par rapport aux années précédentes, en raison des travaux d’assainissement du port intérieur menés par les LNC et des perturbations sédimentaires associées. En 2020, les concentrations d’uranium dans la prise d’eau de refroidissement ont affiché une tendance à la baisse.

Tableau I‑8 : Qualité de l’eau du port, de 2015 à 2019

Paramètre	Valeur	2015	2016	2017	2018	2019	Recommandations du CCME*
Uranium (µg/l)	Moyenne	2,9	2,6	3,3	5,2	5,1	15
	Maximum	6,6	10	8,8	31	46
Fluorures (mg/l)	Moyenne	0,13	0,15	0,19	0,16	0,092	0,12
	Maximum	0,17	0,22	0,29	0,36	0,18
Nitrate (mg/l)	Moyenne	0,89	0,85	1,0	1,0	0,95	13
	Maximum	1,7	1,6	2,2	1,8	1,6
Ammoniac + ammonium (mg/l)	Moyenne	0,20	0,16	0,18	0,13	0,031	0,3
	Maximum	0,66	0,58	0,40	0,47	0,21

CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; mg/l = Milligrammes par litre; µg/g = Microgrammes par gramme.

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des eaux : protection de la vie aquatique

Surveillance des sols

Le programme de surveillance des sols de Cameco consiste en cinq stations de surveillance situées au‑delà des limites clôturées de l’installation à Port Hope. Trois de ces emplacements se trouvent dans un rayon de 0 à 500 m de l’installation, alors que les autres se trouvent, respectivement, dans un rayon de 500 à 1 000 m et de 1 000 à 1 500 m. Une de ces stations se trouve dans une cour adjacente à l’usine de traitement des eaux, sur un terrain assaini avec du sol propre pour éviter une interférence due à la contamination historique des sols par l’uranium. Cameco prélève chaque année des échantillons à différentes profondeurs dans le profil du sol afin de déterminer si la concentration d’uranium a changé par rapport aux résultats des échantillons précédents.

Les concentrations moyennes d’uranium dans le sol, mesurées en 2019, sont restées similaires à celles des années précédentes. On peut en conclure que les émissions d’uranium dues aux activités actuelles de l’ICPH n’ont pas contribué à l’accumulation d’uranium dans le sol. Le tableau I‑9 présente les résultats de l’échantillonnage du sol pour la station située dans la cour adjacente à l’installation de traitement des eaux, de 2015 à 2019. Les résultats sont bien inférieurs aux Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine du CCME ^{Footnote 14} les plus restrictives pour les zones résidentielles et les parcs (23 μg/g) et dans la fourchette des concentrations de fond naturelles en Ontario (jusqu’à 2,5 µg/g).

Cameco s’est engagée à maintenir les cinq emplacements de surveillance des sols existants et à communiquer les résultats à la CCSN chaque année. Les activités de remise en état, dans le cadre de l’Initiative dans la région de Port Hope, permettront à Cameco de revoir l’emplacement de ses stations de surveillance des sols dans toute la collectivité de Port Hope.

Tableau I‑9 : Concentrations d’uranium dans la cour adjacente à l’usine de traitement des eaux assainies avec du sol propre (µg/g), de 2015 à 2019

Profondeur du sol (cm)	2015	2016	2017	2018	2019	Recommandations du CCME*
0 à 5	1,0	1,2	0,8	0,91	0,82	23
5 à 10	1,0	1,1	0,8	0,85	0,74
10 à 15	1,2	1,0	0,9	0,98	0,80

CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; cm = Centimètre; µg/g = Microgrammes par gramme

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environnement et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Surveillance des fluorures

L’effet des émissions de fluorures par l’ICPH sur l’environnement est mesuré chaque saison de croissance. Des spécimens de végétaux sensibles au fluorure sont alors prélevés et analysés afin d’en établir la concentration en fluorures. Le programme d’échantillonnage de la végétation a été modifié en 2017, lorsque les sites d’échantillonnage ont été normalisés en fonction de la présence d’érables du Manitoba où des groupes d’arbres ont été échantillonnés sous forme d’échantillons composites plutôt que d’échantillons provenant d’un seul lieu. Les résultats de 2019, présentés dans le tableau I‑10, restent nettement inférieurs à la limite supérieure de la norme fixée par le MEPNP à 35 parties par million (ppm).

Tableau I‑10 : Concentrations de fluorures dans la végétation locale, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Lignes directrices du MEPNP*
Fluorure dans la végétation (ppm)	3,2	3,0	11,0	5,0	5,0	35

MEPNP = Ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs de l’Ontario; ppm = Parties par million.

* Limite supérieure de la norme des recommandations du MEPNP

Contrôle du rayonnement gamma

Une partie de la dose radiologique au public provenant des activités de l’ICPH est due à des sources de rayonnement gamma. C’est pourquoi il est essentiel de surveiller les débits de dose efficace causés par le rayonnement gamma aux limites clôturées des deux sites de l’ICPH, afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma est maintenue au niveau ALARA. Les débits de dose efficace de rayonnement gamma pour les deux sites sont mesurés au moyen de dosimètres environnementaux fournis par un service de dosimétrie autorisé. Selon la limite de rejet dérivée (LRD) de 2016, la dose au public est calculée, à la fois pour le site 1 (site principal de l’ICPH) et pour le site 2 (rue Dorset) en utilisant, pour la surveillance du rayonnement gamma, des emplacements précis aux limites clôturées de l’installation. Les modifications apportées à la LRD en 2016 sont entrées en vigueur en 2017 et représentent une estimation beaucoup plus prudente de la dose au public. En raison de ces importantes modifications, les résultats obtenus à partir de 2017 ne peuvent être comparés à ceux des années précédentes. Pour des renseignements supplémentaires sur la LRD, veuillez consulter le ROR de 2018, disponible sur le site Web de la CCSN.

Les moyennes annuelles pour 2015 et 2016 des doses de rayonnement gamma sont présentées dans le tableau I‑11. Les doses de rayonnement gamma mensuelles maximales sont présentées dans le tableau I‑12 pour 2017, 2018 et 2019. Pour la période de 2017 à 2019, les emplacements précis aux limites clôturées de l’installation, utilisés pour la surveillance du rayonnement gamma, au site 1 et au site 2, comprenaient respectivement les résultats des stations de surveillance 2, 10 et 13, et 2 et 21.

En 2019, les mesures mensuelles maximales de rayonnement gamma étaient toutes inférieures aux limites autorisées respectives pour Cameco. Ces mesures indiquent que les débits de dose sont contrôlés et que le public est protégé.

Tableau I‑11 : Résultats de la surveillance du rayonnement gamma, moyenne annuelle – RBR, de 2015 à 2016

Paramètre	2015	2016	Limite autorisée
Site 1 (μSv/h)	0,007	0,005	0,14
Site 2 (rue Dorset) (μSv/h)	0,044	0,054	0,40

µSv/h = Microsieverts par heure.

Tableau I‑12 : Résultats de la surveillance du rayonnement gamma, maximum mensuel – RBR, de 2017 à 2019

Station et site	2017	2018	2019	Limite autorisée
Station 2 – Sites 1 et 2 (µSv/h)	0,25	0,26	0,20	0,57
Station 13 et 10 – Site 1 (µSv/h)	0,03	0,07	0,00/0,05*	0,40/0,61*
Station 21 – Site 2 (µSv/h)	0,08	0,07	0,06	0,26

µSv/h = Microsieverts par heure

* Indique les valeurs pour la station 10. Avant et après le 1^er juillet 2019, on a respectivement utilisé, pour les calculs de la dose au public, les résultats des stations 2 et 13, et ceux des stations 2 et 10, en raison de la suppression de la station 13 au quai central.

Cameco Fuel Manufacturing Inc.

Émissions atmosphériques

Cameco a continué de surveiller l’uranium rejeté dans l’atmosphère par l’installation. Les données de surveillance figurant dans le tableau I‑13 montrent que les émissions des cheminées et des systèmes de ventilation et d’évacuation du bâtiment de l’installation ont continué d’être contrôlées efficacement, les moyennes annuelles restant constamment bien en deçà des limites autorisées, entre 2015 et 2019.

Tableau I‑13 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques – CFM, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Rejets totaux d’uranium par les cheminées (kg/an)	0,01	0,03	0,01	0,01	0,004	14
Rejets totaux d’uranium par le système de ventilation et d’évacuation du bâtiment (kg/an)	0,45	0,70	0,57	1,25	1,09

kg = Kilogramme

En 2018 et en 2019, Cameco a calculé les rejets totaux annuels par le système de ventilation et d’évacuation du bâtiment, en additionnant les valeurs des rejets quotidiens pour obtenir une somme totale pour l’année. Ce mode de calcul a été intégré dans le nouveau logiciel de surveillance environnementale de l’installation de CFM et reflète mieux les activités quotidiennes que l’utilisation d’un résultat trimestriel moyen. Auparavant, la valeur annuelle était calculée en additionnant les résultats trimestriels (2016 et 2017) ou en utilisant la moyenne annuelle (2015). Les résultats annuels de 2018 et de 2019 sont donc plus élevés que ceux des années précédentes, en raison du nombre de jours utilisé dans le calcul annuel, par rapport à celui utilisé dans le calcul trimestriel. La somme des valeurs quotidiennes est plus représentative des émissions réelles par le système de ventilation du bâtiment.

En plus des limites autorisées, Cameco utilise des seuils d’intervention permettant de s’assurer que les limites autorisées ne seront pas dépassées. En 2019, aucun seuil d’intervention relatif aux émissions atmosphériques n’a été dépassé, à quelque moment que ce soit.

Effluents liquides

Après la collecte des effluents liquides générés par les procédés de production, on utilise un évaporateur pour retirer la majeure partie de l’uranium. Le liquide ainsi condensé est échantillonné et analysé avant d’être rejeté de façon contrôlée dans une canalisation d’égout sanitaire. Cameco continue de surveiller les rejets d’uranium sous forme d’effluents liquides par l’installation. Les données de surveillance présentées dans le tableau I‑14 démontrent que les effluents liquides produits par l’installation en 2019 sont demeurés constamment bien en deçà des limites autorisées et ont continué d’être contrôlés de façon efficace.

Tableau I‑14 : Résultats de surveillance des effluents liquides – CFM, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Rejet total d’uranium dans les égouts (kg/an)	1,24	0,85	0,64	0,84	0,39	475

kg = Kilogramme

Pour 2019, la diminution de la quantité d’uranium rejetée dans les égouts sanitaires est attribuable à l’installation et à la mise en service, en 2018, de l’équipement automatisé de broyage des pastilles. L’eau de lavage des pastilles sur les lignes automatisées est traitée dans le circuit de traitement des déchets et n’est pas rejetée dans les égouts sanitaires.

En plus des limites autorisées, Cameco utilise des seuils d’intervention permettant de s’assurer que les limites autorisées ne seront pas dépassées. En 2019, aucun seuil d’intervention relatif aux effluents liquides n’a été dépassé, à quelque moment que ce soit.

Uranium dans l’air ambiant

Cameco utilise des échantillonneurs d’air à grand débit pour mesurer les concentrations d’uranium dans l’air aux points d’impaction des panaches de cheminée. Les échantillonneurs sont situés côtés est, nord, sud‑ouest et nord‑ouest de l’installation. En 2019, les résultats obtenus avec ces échantillonneurs ont indiqué que la concentration moyenne annuelle maximale d’uranium dans l’air ambiant (parmi les stations d’échantillonnage) a été de 0,001 6 μg/m³. Cette valeur est bien en deçà des critères de qualité de l’air ambiant (CQAA) du MEPNP pour l’uranium, de 0,03 μg/m^{3 Footnote 11}.

En raison des avantages offerts par la spectrométrie de masse avec plasma à couplage inductif (SM-PCI), CFM a cessé d’utiliser le comptage de particules alpha et, à partir de 2018, a plutôt utilisé exclusivement le système SM-PCI pour analyser les filtres. La méthode SM-PCI permet de signaler les résultats directement par l’entremise de la base de données de Cameco.

Surveillance des eaux souterraines

Les eaux souterraines sont surveillées sur le site, deux fois l’an, depuis 1999, grâce à un réseau de 70 puits de surveillance, dont 43 puits dans les morts‑terrains, 23 dans la roche peu profonde et 4 dans la roche profonde. Les résultats de la surveillance des eaux souterraines ont confirmé que les activités réalisées en 2019 n’ont pas contribué aux concentrations d’uranium dans les eaux souterraines sur la propriété visée par le permis.

Surveillance des eaux de surface

En 2019, Cameco a prélevé des échantillons d’eau de surface à neuf emplacements, en avril, en juin et en octobre. Les échantillons ont été prélevés à des endroits sur le terrain de l’installation ou dans des zones adjacentes à celle‑ci, pour en déterminer la concentration d’uranium.

Les concentrations d’uranium dans tous les échantillons d’eaux de surface, prélevés en 2019, respectaient les Recommandations canadiennes pour la qualité des eaux – Protection de la vie aquatique du CCME ^{Footnote 13}.

Tous les échantillons d’eau de surface, prélevés dans l’affluent du ruisseau Gages, satisfaisaient à la recommandation concernant l’exposition à long terme du CCME(15 µg/l). En 2019, il y a eu quelques dépassements de la recommandation du CCME pour l’exposition à court terme (33 µg/l) aux emplacements présentant un drainage intermittent, aux stations d’échantillonnage SW‑4 (93 µg/l en avril et 78 µg/l en juin) et SW‑9 (51 µg/l en juin) qui ont été attribués à l’infiltration d’eau souterraine dans le réseau d’égout pluvial en amont.

Le personnel de la CCSN continuera de superviser les activités de surveillance de Cameco à proximité de l’installation de CFM, de manière à confirmer que les concentrations d’uranium demeurent à des niveaux sécuritaires dans les eaux de surface.

Surveillance des sols

Tous les trois ans, Cameco prélève des échantillons de sol à 23 emplacements entourant l’installation de CFM. Des échantillons de sol ont été prélevés, pour la dernière fois, en 2019, et analysés pour déterminer la concentration d’uranium. Les résultats de la surveillance des sols sont présentés dans le tableau I‑15. La concentration moyenne d’uranium dans le sol, à proximité de l’installation de CFM, en 2019, se situait dans les limites des concentrations de fond naturelles en Ontario pouvant atteindre 2,5 μg/g. Les concentrations maximales détectées sont attribuables à la contamination historique de Port Hope, qui est connue depuis longtemps et qui continue de faire l’objet d’études environnementales et d’activités de nettoyage. Néanmoins, les résultats pour tous les échantillons étaient inférieurs à la valeur des Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine du CCME ^{Footnote 14} pour l’uranium, fixée à 23 μg/g. Il s’agit de la recommandation la plus restrictive, et aucune conséquence nocive pour les récepteurs humains et environnementaux n’est donc prévue. Le prochain prélèvement d’échantillons de sol est prévu pour 2022.

Tableau I‑15 : Résultats de la surveillance des sols – CFM*

Paramètre	2009	2010	2013	2016	2019	Recommandations du CCME**
Concentration moyenne d’uranium (µg/g)	6,8	5,6	4,8	3,1	3,0	23
Concentration maximale d’uranium (µg/g)	17,0	21,1	17,4	10,2	7,6

µg/g = Microgramme par gramme.

* CFM est revenue à un programme de surveillance des sols triennal et n’a pas surveillé les sols en 2011, 2012, 2014, 2015, 2017 et 2018.

** CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environne^{Footnote 1}ment et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Contrôle du rayonnement gamma

À l’installation de CFM, une partie de la dose radiologique au public est due aux sources de rayonnement gamma. Par conséquent, il est nécessaire de surveiller les débits de dose efficace de rayonnement gamma à la limite clôturée du site de CFM pour s’assurer que les niveaux d’exposition potentielle au rayonnement gamma sont maintenus au niveau ALARA. Ces débits de dose efficace de rayonnement gamma sont mesurés au moyen de dosimètres environnementaux fournis par un service de dosimétrie autorisé. En 2019, la moyenne annuelle des mesures de rayonnement gamma aux limites du site de CFM a été de 0,051 µSv/h. À l’installation de CFM, la limite autorisée du débit de dose de rayonnement gamma à la clôture est de 0,35 µSv/h à la station de surveillance qui correspond au récepteur critique et de 1,18 µSv/h à toutes les autres stations de surveillance. Aucune limite autorisée n’a été dépassée en 2019.

En plus des limites autorisées, l’installation de CFM a des seuils d’intervention pour le récepteur critique et d’autres emplacements. Il n’y a eu aucun dépassement des seuils d’intervention à l’installation, en 2019.

BWXT Toronto

Émissions atmosphériques

Pour assurer le respect des limites autorisées, l’air des installations de BWXT est filtré et échantillonné avant son rejet dans l’atmosphère. Le tableau I‑16 présente les émissions annuelles maximales d’uranium de BWXT à Toronto, de 2015 à 2019. Le tableau I‑17 présente les émissions annuelles maximales d’uranium et de béryllium de BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019. Les émissions annuelles des deux installations sont restées nettement inférieures aux limites autorisées. Les résultats démontrent que les émissions atmosphériques d’uranium et de béryllium étaient contrôlées efficacement.

Tableau I‑16 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (concentrations maximales annuelles) – BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Paramètre	Cheminée	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Uranium (µg/m3)	Rotoclone	0,197	0,355	0,180	0,464	0,077	65
	6H‑68	0,375	0,145	0,160	0,118	0,111	47
	4H‑48	0,217	0,500	0,130	0,086	0,037	97
	Fournaise 1	S.O.1	0,105	0,440	0,112	0,081	437
	Fournaise 2/4	S.O.1	0,809	0,150	0,092	0,103	55
	Fournaise 5/6	S.O.1	0,132	0,230	0,467	0,245	52

¹ L’échantillonnage et la déclaration, en continu, des émissions d’uranium des trois cheminées de fournaise ont commencé en 2016.

Tableau I‑17 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (concentrations maximales annuelles) – BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019

Paramètre	Cheminée	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
Uranium (µg/m3)	Décan R2	0,016	0,012	0,003	0,006	0,014	410
Béryllium (µg/m3)	Nord	0,002	0,001	0,001	0,001	0,001	2,6
	Sud	0,002	0,001	0,001	0,001	0,001
	Acide	0,009	0,002	0,001	0,000	0,000

Outre les limites autorisées, les deux installations ont établi des seuils d’intervention permettant de s’assurer que les limites autorisées ne seront pas dépassées. En 2019, aucun seuil d’intervention relatif aux émissions atmosphériques n’a été dépassé, à quelque moment que ce soit.

Effluents liquides

Pour assurer le respect des limites autorisées, les eaux usées provenant des installations de BWXT à Toronto et à Peterborough sont recueillies, filtrées et échantillonnées avant leur rejet dans les égouts sanitaires. Le tableau I‑18 présente les concentrations maximales annuelles d’uranium et de béryllium rejetées par BWXT dans les égouts sanitaires, de 2015 à 2019. En 2019, les rejets sont demeurés nettement en deçà des limites autorisées. Les résultats montrent que les rejets d’effluents liquides sont contrôlés efficacement.

Tableau I‑18 : Résultats de la surveillance des effluents liquides (concentrations maximales annuelles) – BWXT, mg/l, de 2015 à 2019

Installation	Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée
BWXT Toronto	Uranium	2,44	2,80	2,56	2,95	2,58	1 000
BWXT Peterborough	Uranium	0,09	0,48	0,09	0,03	0,07	2 500
	Béryllium	0,065 5	0,002 5	0,005 4	0,002 5	0,001 8	26

Uranium dans l ’air ambiant

L’installation de BWXT à Toronto utilise cinq échantillonneurs d’air à grand débit pour mesurer la concentration d’uranium dans l’air aux points d’impaction des panaches de cheminée. Les résultats obtenus avec ces échantillonneurs montrent que la concentration moyenne annuelle mesurée d’uranium (parmi les stations d’échantillonnage) dans l’air ambiant autour de l’installation, en 2019, était inférieure à la limite de détection minimale. Cela démontre que les résultats sont bien en deçà des critères de qualité de l’air ambiant (CQAA) du MEPNP pour l’uranium, de 0,03 μg/m^{3 Footnote 11}. Le tableau I‑19 présente les résultats de la surveillance de l’air pour l’installation de BWXT à Toronto.

L’installation de BWXT à Peterborough ne surveille pas l’uranium dans l’air ambiant, les rejets atmosphériques qu’elle produit respectant déjà la norme du MEPNP de 0,03 µg/m³ au point de rejet, ce qui élimine la nécessité d’une surveillance supplémentaire de l’air ambiant.

Tableau I‑19 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans l’air ambiant autour de l’installation – BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019
Concentration moyenne (µg/m3)	0,001	0,001	0,000	0,000	0,000

µg = Microgramme

Remarque : La norme de l’Ontario pour l’uranium dans l’air ambiant est de 0,03 µg/m³.

Surveillance des sols

BWXT procède à l’échantillonnage des sols à son installation à Toronto dans le cadre de son programme de surveillance de l’environnement. En 2019, des échantillons de sol ont été prélevés à 49 endroits et analysés pour en déterminer la teneur en uranium. Les échantillons ont été prélevés sur le site de l’installation de BWXT, sur des terrains commerciaux situés le long de la limite sud du site et dans le voisinage résidentiel proche. En 2019, les concentrations mesurées d’uranium dans le sol variaient de moins de 1,1 µg/g, dans un emplacement résidentiel, à 2,8 µg/g sur des terrains commerciaux. Ces concentrations sont comparables aux concentrations de fond naturelles en Ontario pouvant atteindre 2,5 µg/g et bien en deçà des valeurs des Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine du CCME ^{Footnote 14} applicables à l’uranium pour les zones industrielles et commerciales, ainsi que pour les terrains à vocation résidentielle et les parcs.

Les tableaux I‑20, I‑21 et I‑22 fournissent les résultats de l’échantillonnage du sol. Ces données démontrent que les activités actuelles de BWXT ne contribuent pas à l’accumulation d’uranium dans le sol environnant, et qu’on ne s’attend à aucune conséquence nocive pour les récepteurs humains et environnementaux pertinents.

Tableau I‑20 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, propriété BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Paramètre	Terrains industriels
	2015	2016	2017	2018	2019
Nombre d’échantillons	1	1	1	1	1
Concentration en uranium (µg/g)*	1,4	1,2	1,7	1,3	1,2
Recommandations du CCME (µg/g)*	300

CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; µg/g = Microgrammes par gramme

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environnement et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Tableau I‑21 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, terrains commerciaux, BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Paramètre	Terrains commerciaux
	2015	2016	2017	2018	2019
Nombre d’échantillons	30	34	34	34	34
Concentration moyenne d’uranium (µg/g)	2,9	2,7	3,0	2,3	1,5
Concentration maximale d’uranium (µg/g)	8,7	13,6	20,6	11,9	2,8
Recommandation du CCME (µg/g)*	33

CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; µg/g = Microgrammes par gramme

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environnement et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Tableau I‑22 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, terrains à vocation résidentielle, BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Paramètre	Terrains à vocation résidentielle
	2015	2016	2017	2018	2019
Nombre d’échantillons	18	14	14	14	14
Concentration moyenne d’uranium (µg/g)	0,7	0,5	1,0	< 1,0	1,1
Concentration maximale d’uranium (µg/g)	2,1	0,7	1,6	< 1,0	1,7
Recommandations du CCME (µg/g)*	23

CCME = Conseil canadien des ministres de l’Environnement; µg/g = Microgrammes par gramme

* CCME, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : Environnement et santé humaine (terrains à vocation résidentielle et parcs) ^{Footnote 14}.

Contrôle du rayonnement gamma

Aux deux installations de BWXT à Toronto et à Peterborough, une partie de la dose radiologique au public est due à des sources de rayonnement gamma. Par conséquent, il est nécessaire de surveiller les débits de dose efficace de rayonnement gamma au périmètre du site de Toronto et à la limite de l’usine de Peterborough pour s’assurer que les niveaux d’exposition potentielle au rayonnement gamma sont maintenus au niveau ALARA.

Depuis 2014, BWXT utilise des dosimètres environnementaux pour mesurer les débits de dose efficace de rayonnement gamma sur le site de Toronto. La dose efficace estimée, due au rayonnement gamma, était de 23 mSv en 2019, pour une dose estimée totale de 23,5 mSv pour les récepteurs critiques, compte tenu de la contribution des émissions atmosphériques (0,5 µSv). Cette dose est bien inférieure à la limite de dose réglementaire de 1 mSv (1 000 µSv) par année pour les membres du public.

Depuis 2016, le débit de dose efficace dû au rayonnement gamma à l’usine de BWXT à Peterborough est également mesuré à l’aide de dosimètres environnementaux. La dose efficace estimée, due au rayonnement gamma, était de 11,5 µSv en 2019, pour une dose estimée totale de 11,5 µSv pour les récepteurs critiques, compte tenu de la contribution des émissions atmosphériques (0,0 µSv). Cette dose est bien inférieure à la limite de dose réglementaire de 1 mSv (1 000 µSv) par année pour les membres du public.

Ces estimations indiquent que les débits de dose dus au rayonnement gamma, aux deux installations de BWXT, sont contrôlés et que le public est protégé.

SRB Technologies (Canada) Inc.

Émissions atmosphériques

SRBT surveille les rejets de tritium par les cheminées de l’installation et les déclare sur une base annuelle. Les données de surveillance pour la période de 2015 à 2016, présentées dans le tableau I‑23, démontrent que les émissions atmosphériques sont demeurées en deçà des limites autorisées.

Tableau I‑23 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques – SRBT, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée (TBq/an)
Tritium sous forme d’oxyde de tritium (HTO) (TBq/an)	11,55	6,29	7,19	10,74	11,86	67,2
Total de tritium sous forme de HTO et de HT (TBq/an)	56,24	28,95	24,82	33,18	31,77	448

TBq = Térabecquerel; HTO = Oxyde de tritium hydrogéné; HT = Tritium gazeux.

Effluents liquides

SRBT poursuit le contrôle et la surveillance des rejets de tritium dans les effluents liquides de son installation. Les données de surveillance pour la période de 2015 à 2019, présentées dans le tableau I‑24, démontrent que les effluents liquides sont demeurés en deçà des limites autorisées.

Tableau I‑24 : Résultats de la surveillance des effluents liquides rejetés dans les égouts – SRBT, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée (TBq/an)
Tritium soluble dans l’eau (TBq/an)	0,007	0,005	0,007	0,010	0,014	0,200

TBq = Térabecquerel

Tritium dans l’air ambiant

SRBT dispose de 40 échantillonneurs d’air passifs situés dans un rayon de 2 km de l’installation. Ces échantillonneurs représentent les voies d’exposition au tritium par inhalation et absorption cutanée, et les données qu’ils fournissent servent à calculer la dose au public. Les résultats de la surveillance de l’air en 2019, obtenus par ces échantillonneurs, ont démontré que les concentrations de tritium dans l’air ambiant près de l’installation de SRBT sont demeurées faibles.

Surveillance des eaux souterraines

En 2019, les eaux souterraines ont été échantillonnées à partir de puits de surveillance installés par SRBT : 29 à son installation et 8 supplémentaires sur des propriétés résidentielles et commerciales environnantes. D’après les résultats de l’échantillonnage de 2019, la concentration moyenne de tritium la plus élevée a été constatée au puits de surveillance MW06‑10 (34 592 Bq/l, avec un minimum de 23 900 Bq/l et un maximum de 52 321 Bq/l). Ce puits est situé directement en aval de la zone où se trouvent les cheminées de ventilation active. Il s’agit d’un puits technique affecté à la surveillance des eaux souterraines, aménagé tout près de l’installation et dans une zone sécurisée, qui n’est pas disponible comme source d’eau destinée à la consommation. Tout au long de 2019, aucun autre puits n’a dépassé les Normes de qualité de l’eau potable de l’Ontario, soit 7 000 Bq/l. La figure I‑1 ci‑dessous montre les concentrations moyennes annuelles de tritium dans certains puits d’eau souterraine autour de l’installation de SRBT.

Les concentrations de tritium ont diminué grandement aux endroits plus éloignés de l’installation de SRBT. En 2019, la plus forte concentration de tritium échantillonnée dans les trois puits commerciaux était de 916 Bq/l, la plus élevée dans les cinq puits résidentiels échantillonnés ayant été de 58 Bq/l. Ces résultats sont bien en deçà des Normes de qualité de l’eau potable de l’Ontario, soit 7 000 Bq/l. Tous les puits résidentiels se trouvent à plus d’un kilomètre de l’installation de SRBT hors de la voie d’écoulement des eaux souterraines.

En 2019, comme cela avait été le cas en 2018, les concentrations de tritium dans la rivière Muskrat (l’environnement récepteur des eaux de surface, à environ 420 m de la propriété de SRB) sont descendues en dessous de l’activité minimale détectable (AMD) (entre 5 et 6 Bq/l).

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a conclu que l’inventaire de tritium dans le réseau d’eaux souterraines autour de l’installation présentait une tendance à la baisse depuis 2006. Cette tendance est attribuable à l’initiative de SRBT visant à réduire les émissions, notamment grâce à la mise en service de valves‑pièges à tritium améliorées et d’unités d’affichage à distance, à la surveillance en temps réel des effluents gazeux, ainsi qu’à une réduction du nombre d’épreuves d’étanchéité ratées sur les sources lumineuses fabriquées. Outre les émissions réduites, les concentrations de tritium dans les eaux souterraines diminuent en raison de la désintégration naturelle du tritium et de la dilution du tritium rejeté par le passé dans le réseau d’eaux souterraines.

Depuis 2016, SRBT est conforme à la norme CSA N288.7‑F15, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [15].

Figure I‑1 : Concentrations annuelles moyennes de tritium dans les eaux souterraines et dans la rivière Muskrat – SRBT, en 2019

Description

Cette photo montre une vue aérienne de quelques puits de surveillance des eaux souterraines autour du site de SRBT. Elle indique également la concentration de tritium en becquerels par litre (Bq/l) dans ces puits et dans la rivière Muskrat.

Rivière Muskrat et puits de surveillance de l’eau souterraine	Concentration de tritium (Bq/l)	Supérieure ou inférieure à la limite provinciale
Rivière Muskrat	Sous le seuil de détection*	Inférieure à la limite
MW06-10	34 592	Dépassement
MW07-13	5 647	Inférieure à la limite
B-1	874	Inférieure à la limite
B-2	730	Inférieure à la limite
B-3	Sous le seuil de détection*	Inférieure à la limite
RW-2	41	Inférieure à la limite
RW-3	48	Inférieure à la limite

* Le seuil de détection s’élève à environ 5 Bq/l. La limite provinciale pour le tritium dans l’eau potable est établie à 7 000 Bq/l.

Autres mesures de surveillance

SRBT échantillonne et analyse également les eaux de ruissellement provenant de son site et a engagé un tiers qualifié pour effectuer la surveillance et l’analyse des précipitations, des eaux de surface, des fruits et légumes, du lait et du vin. Pour 2019, les données de surveillance de ces différents éléments s’établissent à un faible niveau, tout comme pour les années précédentes. Ces activités de surveillance s’ajoutent aux activités principales dans ce domaine, qui ciblent l’air et les eaux souterraines.

Nordion (Canada) Inc.

Émissions atmosphériques

Nordion continue de contrôler et de surveiller les rejets de matières radioactives à partir de son installation, afin d’empêcher les rejets inutiles de radio‑isotopes dans l’atmosphère. Le tableau I‑25 présente les résultats de la surveillance des émissions atmosphériques radioactives de Nordion de 2015 à 2019. Les données de surveillance démontrent qu’en 2019 les émissions atmosphériques radioactives de l’installation sont restées inférieures aux limites autorisées. En novembre 2016, Nordion a cessé la production de molybdène 99, d’iode 125, d’iode 131 et de xénon 133.

Tableau I‑25 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques – Nordion, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée (LRD) (GBq/an)
Cobalt 60	0,005	0,006	0,003 4	0,002	0,000 02	250
Iode 125	0,12	0,21	0,001 2	0	0	952
Iode 131	0,15	0,35	0,000 8	0,006	0	686
Xénon 133	11 916	7 277	0	0	0	677 000 000
Xénon 135	8 237	4 299	0	0	0	102 000 000
Xénon 135m	10 758	5 421	0	0	0	69 000 000

LRD = Limite de rejet dérivée; GBq = Gigabecquerel

Effluents liquides

Nordion continue de prélever, d’échantillonner et d’analyser tous les rejets d’effluents liquides avant de les rejeter dans le réseau d’égout municipal. Le tableau I‑26 présente les résultats de la surveillance des rejets liquides radioactifs de Nordion de 2015 à 2019.

Les données de surveillance montrent qu’en 2019, les rejets d’effluents liquides radioactifs autorisés de l’installation sont demeurés bien en deçà des limites réglementaires.

En 2019, Nordion a signalé deux dépassements des limites environnementales à déclaration obligatoire ayant impliqué des rejets non radiologiques dans les égouts sanitaires et un rejet d’halocarbures. Le personnel de la CCSN a reconnu que ces quelques dépassements à court terme à déclaration obligatoire ne posaient pas de risque indu pour l’environnement ou pour la santé humaine, grâce aux mesures de prudence intégrées aux limites dont le dépassement constitue un événement à déclaration obligatoire. Le personnel de la CCSN s’attend toutefois à ce que Nordion continue d’enquêter sur les rejets non radiologiques dans les égouts sanitaires et sur les rejets d’halocarbures et détermine les moyens de minimiser ou de supprimer la source de ces rejets.

Tableau I‑26 : Résultats de la surveillance des effluents liquides rejetés dans les égouts – Nordion, de 2015 à 2019

Paramètre	2015	2016	2017	2018	2019	Limite autorisée (LRD) (GBq/an)
β < 1 MeV	0,191	0,222	0,212	0,243	0,162	763
β > 1 MeV	0,044	0,051	0,048	0,055	0,038	35 000
Iode 125	0,111	0,144	0,145	0,146	0,063	1 190
Iode 131	0,006	0,006	0,006	0,007	0,004	389
Molybdène 99	0,060	0,052	0,049	0,055	0,036	10 200
Cobalt 60	0,019	0,026	0,022	0,027	0,020	35,4
Niobium 95	0,001 0	0,001 0	0,001 0	0,001 0	0,002	3 250
Zirconium 95	0,001 0	0,001 5	0,002 0	0,001 7	0,001 9	2 060
Césium 137	0,000 4	0,000 7	0,000 7	0,000 7	0,000 7	24,8

β < 1 MeV = Particules bêta d’une énergie inférieure à 1 mégaélectronvolt; LRD = Limite de rejet dérivée; GBq = Gigabecquerel

Surveillance des eaux souterraines

Il y a actuellement neuf puits de surveillance des eaux souterraines sur le site de Nordion. Depuis 2005, Nordion surveille, au moins une fois par an, la présence de contaminants non radioactifs dans les eaux souterraines, à partir de quatre puits de surveillance. Les résultats de cette surveillance entre 2014 et 2019 montrent qu’il n’y a pas eu de changement significatif dans les eaux souterraines en 2019 par rapport aux années précédentes.

Depuis 2014, Nordion surveille les eaux souterraines au moins une fois par an pour détecter les contaminants radioactifs. Depuis, seuls des radionucléides naturellement présents qui ne sont pas traités à l’installation de Nordion ont été détectés. Ces résultats, qui sont soit inférieurs aux limites de détection, soit inférieurs aux niveaux de fond naturels, indiquent que les rejets de substances radioactives et dangereuses par l’installation de Nordion n’ont pas eu d’impact mesurable sur la qualité des eaux souterraines.

Nordion a effectué une analyse des écarts par rapport aux exigences de la norme CSA N288.7‑F15, Programmes de protection des eaux souterraines dans les installations nucléaires de catégorie I et les mines et usines de concentration d’uranium [15] et continue de mettre à jour ses procédures et ses programmes internes, en vue de satisfaire à ces exigences et de combler les lacunes mises en évidence.

Échantillonnage des sols

Nordion a effectué un échantillonnage de sol en 2019. Aucun radionucléide attribuable aux activités autorisées n’a été détecté dans les échantillons de sol.

Programme de surveillance de l’environnement à l’aide de dosimètres thermoluminescents

Nordion surveille le rayonnement gamma dans l’environnement à l’aide de dosimètres thermoluminescents (DTL). Ils sont installés à divers endroits, afin de couvrir, de façon générale, les points cardinaux, mais en mettant l’accent sur le côté est de l’installation qui constitue la direction des vents dominants. Des dosimètres sont également placés dans les résidences des employés de Nordion situées près de l’installation. Pour 2019, les résultats de la surveillance annuelle ont montré que les niveaux de rayonnement gamma aux lieux de surveillance hors site étaient dans la plage des niveaux de fond naturels. Ces résultats indiquent que les activités de Nordion ne contribuent pas à l’exposition du public au rayonnement gamma, ni à la périphérie de l’installation ni au‑delà.

Best Theratronics Ltd.

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

BTL a déterminé qu’à son installation, il n’y avait aucun rejet radiologique (liquide ou dans l’air) nécessitant des contrôles ou une surveillance. Dans ses activités, BTL utilise des sources radioactives scellées qui ne produisent aucun rejet radioactif.

BTL gère en toute sécurité les effluents liquides dangereux provenant de ses activités de routine. Ils sont recueillis, stockés temporairement sur le site, puis régulièrement retirés pour être gérés par un entrepreneur tiers accrédité. Les huiles lubrifiantes utilisées pour les foreuses et les fraiseuses installées sur le site sont récupérées et recyclées. Il n’y a par conséquent aucun rejet dangereux liquide dans l’environnement nécessitant des contrôles ou une surveillance des effluents.

Les émissions atmosphériques dangereuses en provenance de l’installation de BTL sont causées par l’évacuation de l’air provenant de la zone de coulée du plomb, de la chambre de peinture et des secteurs où les travailleurs utilisent des chalumeaux et effectuent du sablage. Des contrôles techniques (par exemple des filtres et de la ventilation) sont en place afin de réduire ou d’éliminer les émissions produites pendant les activités.Par conséquent, BTL n’a pas de programme de contrôle des effluents ni de programme de surveillance de l’environnement.

Évaluation et surveillance

Étant donné que son installation ne rejette pas de produits radiologiques nécessitant des contrôles ou une surveillance, BTL n’effectue pas de surveillance environnementale autour de son installation. Les émissions atmosphériques dangereuses en provenance de l’installation de BTL sont causées par l’évacuation de l’air provenant de la zone de coulée du plomb. BTL présente un rapport sur le plomb et ses composés à l’Inventaire national des rejets de polluants, respectant ainsi, chaque année, la Loi sur la réduction des substances toxiques. Aucune situation anormale n’a été signalée pendant la période visée par le permis.

J. Données sur les doses reçues par les travailleurs

Cette annexe présente des renseignements sur les doses reçues par les travailleurs du secteur nucléaire (TSN) et par les non‑TSN dans les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires.

RBR de Cameco

La figure J‑1 présente les doses efficaces moyennes et maximales pour les TSN à la RBR, en 2019 et 2017. La dose efficace maximale reçue par un TSN en 2019 a été de 7,7 mSv, soit environ 15 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN, fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces totales moyennes et maximales, au cours de cette période de 5 ans, reflètent les activités de travail à l’installation et ont augmenté en 2019 en raison de niveaux de production accrus et d’un nombre de jours d’exploitation plus important par rapport aux années précédentes.

Figure J‑1 : Statistiques sur les doses efficaces reçues par les TSN – RBR, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	1,7	1,5	0,9	1,4	1,6
Dose efficace maximale (mSv)	7,4	6,1	3,3	6,9	7,7
Nombre de TSN contrôlés	154	154	145	150	172

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

Les tableaux J‑1 et J‑2 présentent les résultats des doses équivalentes moyennes et maximales à la peau et aux extrémités pour les TSN, de 2015 à 2019. En 2019, la dose individuelle maximale à la peau reçue par un TSN à la RBR a été de 29,2 mSv, soit environ 6 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN, fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. La dose individuelle maximale aux extrémités reçue par un TSN à la RBR était de 11,9 mSv, soit environ 2 % de la limite réglementaire de dose équivalente de 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses équivalentes moyennes et maximales ont été relativement stables au cours de cette période de cinq ans.

Tableau J‑1 : Dose équivalente à la peau pour les TSN – RBR, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	3,9	3,3	3,1	4,1	4,8	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	28,1	26,0	16,2	28,4	29,2	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Tableau J‑2 : Dose équivalente aux extrémités pour les TSN – RBR, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	1,5	1,2	1,0	3,5	3,9	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	15,3	10,6	13,6	14,5	11,9	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Personnes autres que les TSN à la RBR

Les visiteurs et les employés d’entrepreneur, qui ne sont pas considérés comme des TSN, reçoivent un dosimètre externe pour surveiller leur exposition radiologique lorsqu’ils sont présents à la RBR. En 2019, la dose efficace individuelle maximale reçue par un visiteur ou par un employé d’entrepreneur non‑TSN, a été de 0,4 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite de dose réglementaire efficace de la CCSN de 1 mSv par année civile pour une personne ne travaillant pas dans le secteur nucléaire.

ICPH de Cameco

La figure J‑2 présente les doses efficaces moyennes et maximales reçues par les TSN à l’ICPH de Cameco, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN a été de 4,9 mSv, soit environ 10 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN, fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces totales moyennes et maximales au cours de cette période de cinq ans ont été stables et sont représentatives des tâches professionnelles et des niveaux de production à l’ICPH.

Figure J‑2 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – ICPH, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	0,6	0,6	0,4	0,6	0,4
Dose efficace maximale (mSv)	7,0	5,6	3,9	6,3	4,9
Nombre de TSN contrôlés	857	859	808	1 025	1 177

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

 Le tableau J‑3 présente les résultats des doses équivalentes moyennes et maximales à la peau pour les TSN, de 2015 à 2019. En 2019, la dose individuelle maximale à la peau reçue par un TSN à l’ICPH a été de 20,1 mSv, soit environ 4 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN, fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses moyennes et maximales à la peau au cours de cette période de cinq ans ont été relativement stables.

Tableau J‑3 : Dose équivalente à la peau pour les TSN – ICPH, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	0,8	0,8	0,6	0,7	0,5	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	23,4	16,9	13,7	14,9	20,1	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Personnes autres que des TSN à l’ICPH

Les employés de Cameco, les visiteurs sur le site et les employés d’entrepreneur dont le travail ne nécessite pas le statut de TSN peuvent recevoir des dosimètres de corps entier et participer au programme de dosimétrie interne pour surveiller leurs expositions radiologiques lorsqu’ils sont présents à l’ICPH. En 2019, la dose efficace individuelle maximale reçue par une personne non‑TSN a été de 0,13 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite de dose réglementaire efficace de la CCSN, fixée à 1 mSv par année civile pour une personne non‑TSN.

CFM

La figure J‑3 présente les doses efficaces moyennes et maximales pour les TSN, à l’installation de CFM, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN a été de 8,4 mSv, soit environ 17 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces totales moyennes et maximales pour cette période de cinq ans sont cohérentes avec les activités de travail et avec les niveaux de production à CFM.

Figure J‑3 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – CFM, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	1,2	1,0	0,7	1,1	1,1
Dose efficace maximale (mSv)	12,6	7,8	6,4	8,0	8,4
Nombre de TSN contrôlés	336	278	270	267	256

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

Les tableaux J‑4 et J‑5 présentent les résultats des doses équivalentes moyennes et maximales à la peau et aux extrémités pour les TSN, de 2015 à 2019. En 2019, la dose à la peau maximale reçue par un TSN à CFM a été de 56,9 mSv, ce qui représente environ 11 % de la limite de dose équivalente réglementaire de la CCSN fixée à 500 mSv pour une période de dosimétrie d’un an. La dose maximale aux extrémités reçue par un TSN à CFM a été de 90,8 mSv, soit environ 18 % de la limite de dose équivalente réglementaire de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses équivalentes moyennes et maximales au cours de cette période de cinq ans ont diminué. CFM attribue cette tendance aux améliorations apportées aux pratiques de travail et aux zones de travail, telles que l’isolement des lignes de broyage.

Tableau J‑4 : Statistiques sur les doses équivalentes à la peau pour les TSN – CFM, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	6,3	6,6	5,5	3,4	3,1	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	95,6	95,7	88,1	59,0	56,9	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Tableau J‑5 : Statistiques sur les doses équivalentes aux extrémités pour les TSN – CFM, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	15,5	13,2	10,6	15,8	18,4	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	87,0	98,4	59,0	57,1	90,8	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Personnes autres que des TSN à CFM

Les visiteurs et les employés d’entrepreneur qui ne sont pas considérés comme des TSN reçoivent un dosimètre pour surveiller leur exposition aux rayonnements lorsqu’ils sont présents à CFM. En 2019, les dosimètres délivrés aux non‑TSN n’ont montré aucune dose mesurable.

BWXT

La figure J‑4 présente les doses efficaces moyennes et maximales reçues par les TSN à l’installation de BWXT à Toronto, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace maximale reçue par un TSN à l’installation de Toronto en 2019 a été de 7,2 mSv, soit environ 14 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Figure J‑4 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	2,1	2,2	1,6	1,7	1,6
Dose efficace maximale (mSv)	8,4	11,8	8,5	9,2	7,2
Nombre de TSN contrôlés	69	63	61	58	61

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

La figure J‑5 présente les doses efficaces moyennes et maximales reçues par les TSN à l’installation de Peterborough, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace maximale reçue par un TSN à l’installation de Peterborough a été de 5,8 mSv, soit environ 12 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Figure J‑5 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019

Description

Figure J-5 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – Installation de BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	1,4	1,0	1,0	1,1	1,2
Dose efficace maximale (mSv)	5,8	5,8	5,1	6,5	5,8
Nombre de TSN contrôlés	75	88	77	78	71

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

Les tableaux J‑6 et J‑7 présentent les résultats des doses équivalentes moyennes et maximales annuelles de 2015 à 2019. En 2019, la dose équivalente individuelle maximale à la peau, à l’installation de Peterborough, était de 17,44 mSv, tandis qu’à l’installation de Toronto, elle était de 39,76 mSv.

Tableau J‑6 : Dose équivalente à la peau pour les TSN – BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	9,89	10,23	7,85	8,92	8,07	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	54,99	74,26	54,27	58,36	39,76	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Tableau J‑7 : Dose équivalente à la peau pour les TSN – BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	4,1	2,66	2,77	2,87	3,00	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	22,47	21,15	25,14	17,87	17,44	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Les tableaux J‑8 et J‑9 présentent la dose individuelle maximale équivalente aux extrémités, de 2015 à 2019. En 2019, à l’installation de Peterborough, cette dose a été de 29,41 mSv, tandis qu’elle a été de 79,67 mSv, à l’installation de Toronto.

Tableau J‑8 : Dose équivalente aux extrémités pour les TSN – BWXT à Toronto, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	30,30	29,58	27,36	24,56	20,67	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	109,62	119,47	115,07	83,33	79,67	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Tableau J‑9 : Dose équivalente aux extrémités pour les TSN – BWXT à Peterborough, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	12,61	9,78	13,62	14,34	11,30	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	39,34	32,84	43,18	46,06	29,41	500 mSv/an

mSv = Millisievert, S.O. = Sans objet.

Ces doses équivalentes individuelles maximales pour Peterborough (29,41 mSv) et Toronto (79,67) représentent respectivement environ 8 % et 15 % de la limite de dose équivalente réglementaire de la CCSN fixée à 500 mSv pour une période de dosimétrie d’un an. Au cours des dernières années, les doses équivalentes moyennes aux extrémités et à la peau ont été relativement stables aux deux installations. Les doses constamment plus faibles à la peau et aux extrémités enregistrées à l’installation de Peterborough s’expliquent par la faible probabilité que les travailleurs manipulent directement des pastilles, alors que cette pratique est chose courante à l’installation de Toronto. À l’installation de Peterborough, à l’exception des stations de soudure des bouchons d’extrémité, toutes les pastilles sont blindées dans des boîtes, des tubes ou des faisceaux en zirconium.

Personnes autres que des TSN à BWXT

Aux deux installations, à Peterborough et à Toronto, les non‑TSN et les employés d’entrepreneur (qui sont tous considérés comme des non‑TSN) n’ont pas fait l’objet d’un contrôle direct. Les doses sont estimées en prenant en compte les conditions radiologiques prévalant dans l’installation et les facteurs d’occupation, afin que l’on puisse s’assurer que les doses de rayonnement sont contrôlées et bien en deçà de la limite de dose réglementaire efficace de la CCSN, fixée à 1 mSv/an pour une personne non‑TSN.

SRBT

La figure J‑6 présente les doses efficaces moyennes et maximales reçues par les TSN à SRBT, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace maximale reçue par un TSN a été de 0,57 mSv, soit environ 1 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. En 2019, il y a eu une augmentation de la dose efficace moyenne et maximale. Outre un accroissement de l’activité de traitement et trois projets spéciaux, cette augmentation est attribuable à quatre cas d’exposition élevée concernant un travailleur particulier. Une enquête ultérieure sur l’exposition élevée a révélé qu’elle était causée par des pratiques de travail ayant entraîné un nombre accru de bris de sources lumineuses. En réponse, des mesures correctives ont été prises pour améliorer la manipulation des sources lumineuses, afin de réduire l’exposition des travailleurs.

Figure J‑6 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – SRBT, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	0,07	0,05	0,05	0,04	0,07
Dose efficace maximale (mSv)	0,87	0,34	0,46	0,48	0,57
Nombre de TSN contrôlés	47	45	45	47	45

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

En raison de la distribution uniforme du tritium dans les tissus du corps, les doses équivalentes à la peau sont les mêmes que les doses efficaces au corps entier et ne sont donc pas présentées séparément. Pour les mêmes raisons, les doses aux extrémités ne sont pas évaluées pour les travailleurs de SRBT.

Personnes autres que des TSN à SRBT

Les entrepreneurs ne sont généralement pas identifiés comme des TSN car ils n’effectuent pas de travaux radiologiques. Cependant, lorsqu’ils se trouvent à l’installation de SRBT, leurs expositions radiologiques sont surveillées pour s’assurer que leurs doses demeurent au niveau ALARA et inférieures à la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 1 mSv/an pour un non‑TSN. En 2019, aucun entrepreneur n’a reçu de dose à déclaration obligatoire résultant des activités effectuées dans l’installation.

Nordion

La figure J‑7 présente les doses efficaces moyennes et maximales reçues par les TSN à Nordion, de 2015 à 2019. Nordion a signalé que la dose efficace maximale reçue par un TSN, en 2019, a été de 4,79 mSv, soit environ 9,6 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces moyennes et maximales sont demeurées relativement stables au cours de ces années.

Figure J‑7 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – Nordion, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	0,39	0,49	0,42	0,45	0,48
Dose efficace maximale (mSv)	5,24	4,90	5,49	4,23	4,79
Nombre de TSN contrôlés	264	267	263	248	278

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

Les tableaux J‑10 et J‑11 présentent les résultats de dose annuelle moyenne et maximale équivalente aux extrémités et à la peau, de 2015 à 2019. Nordion a déclaré qu’en 2019 la dose maximale équivalente à la peau, pour tous les TSN contrôlés à Nordion, a été de 4,78 mSv (tableau J‑10), tandis que la dose maximale équivalente aux extrémités, pour un travailleur dans la zone active, a été de 20,93 mSv (tableau J‑11). Ces doses représentent respectivement environ 1 % et 4 % de la limite de dose équivalente réglementaire de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. La dose maximale aux extrémités a été reçue par un travailleur lors d’un changement de manipulateur de cellule chaude au cobalt.

Tableau J‑10 : Statistiques sur les doses équivalentes à la peau pour les TSN – Nordion, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv)	0,42	0,59	0,42	0,45	0,49	S.O
Dose individuelle maximale à la peau (mSv)	5,24	5,20	5,52	4,26	4,78	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Tableau J‑11 : Statistiques sur les doses équivalentes aux extrémités pour les TSN – Nordion, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	0,46	0,79	0,53	0,96	1,14	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	9,3	8,3	16,4	9,08	20,93	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Remarque : Seuls les travailleurs qui travaillent régulièrement dans la zone active font l’objet d’un contrôle pour la dose aux extrémités.

Personnes autres que des TSN à Nordion

Nordion identifie également les non‑TSN susceptibles de pénétrer dans la zone active, sans toutefois y effectuer travail radiologique. Nordion contrôle les non‑TSN, au besoin, et leur donne une formation pertinente pour s’assurer que leurs doses sont maintenues au niveau ALARA. En 2019, Nordion a contrôlé 125 non‑TSN, ce qui représente une augmentation par rapport aux années précédentes. La forte augmentation des non‑TSN contrôlés est due aux activités de construction dans l’installation d’isotopes médicaux. Nordion a signalé que la dose efficace maximale reçue par un non‑TSN a été de 0,26 mSv, bien en deçà de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 1 mSv par année civile pour un non‑TSN. En 2019, la dose efficace moyenne pour les non‑TSN a été de 0,03 mSv.

BTL

Les travailleurs de BTL sont considérés comme des TSN s’il existe une probabilité raisonnable qu’ils reçoivent une dose professionnelle supérieure à 1 mSv. Les doses pour les employés effectuant des travaux en vertu du permis de catégorie IB sont indiquées ci‑dessous. Les doses pour les employés préposés à l’entretien de l’équipement de catégorie II sont déclarées séparément dans les rapports annuels de conformité associés aux permis d’entretien de catégorie II de BTL. La figure J‑8 présente les doses efficaces moyennes et maximales pour les TSN, à BTL, de 2015 à 2019. En 2019, la dose efficace maximale reçue par un TSN à BTL, en vertu du permis de catégorie IB, a été de 1,0 mSv, soit environ 2 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv sur une période de dosimétrie d’un an. Au cours des cinq dernières années, les doses efficaces annuelles à BTL sont restées stables et très faibles.

Figure J‑8 : Statistiques sur les doses efficaces pour les TSN – BTL, de 2015 à 2019

Description

Statistiques sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019
Dose efficace moyenne (mSv)	0,01	0,03	0,02	0,16	0,04
Dose efficace maximale (mSv)	0,20	0,98	0,47	8,65	1,00
Nombre de TSN contrôlés	62	60	68	68	68

Note : La limite de dose efficace réglementaire pour un TSN est de 50 mSv/an.

En 2018, les doses efficaces et équivalentes maximales aux extrémités qui étaient supérieures à la normale étaient dues à un événement ayant entraîné un dépassement du seuil d’intervention. Le tableau J‑12 présente les résultats des doses équivalentes moyennes et maximales annuelles aux extrémités, de 2015 à 2019. En 2019, la dose équivalente maximale aux extrémités a été de 2,51 mSv, soit environ 0,5 % de la limite de dose équivalente réglementaire de la CCSN fixée à 500 mSv. Au cours des cinq dernières années, les doses équivalentes moyennes aux extrémités sont demeurées très faibles, entre environ 0 mSv et 2 mSv.

Tableau J‑12 : Statistiques sur les doses équivalentes aux extrémités pour les TSN – BTL, de 2015 à 2019

Données sur les doses	2015	2016	2017	2018	2019	Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv)	0,00	0,09	0,07	1,41	0,22	S.O
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv)	0,00	1,1	0,5	13,51	2,51	500 mSv/an

mSv = Millisievert; S.O. = Sans objet.

Bien qu’elles soient déterminées, les doses équivalentes à la peau, essentiellement égales à la dose efficace, ne sont pas incluses dans ce rapport.

Personnes autres que des TSN à BTL

À BTL, les travailleurs identifiés comme non‑TSN, tels que les membres du personnel administratif, ne sont pas autorisés à pénétrer dans les zones contrôlées et ne sont donc pas professionnellement exposés aux rayonnements.

K. Données en matière de santé et de sécurité

Tableau K‑1 : Statistiques sur les incidents entraînant une perte de temps – installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, de 2015 à 2019

Installation	Statistique	2015	2016	2017	2018	2019
RBR	IEPT1	0	0	0	0	0
	Taux de gravité2	0	0	0	0	0
	Taux de fréquence3	0	0	0	0	0
ICPH	IEPT	1	4	1	2	0
	Taux de gravité	7,64	2,40	1,67	7,58	0
	Taux de fréquence	0,26	0,80	0,28	0,49	0
CFM	IEPT	1	0	0	0	0
	Taux de gravité	0,6	0	0	0	0
	Taux de fréquence	0,6	0	0	0	0
BWXT	IEPT	0	0	0	0	0
	Taux de gravité	0	0	0	0	0
	Taux de fréquence	0	0	0	0	0
SRBT	IEPT	0	0	3	0	0
	Taux de gravité	0	0	17,7	0	0
	Taux de fréquence	0	0	7,6	0	0
Nordion	IEPT	0	3	1	0	2
	Taux de gravité	0	70,04	5,61	0	4,15
	Taux de fréquence	0	2,32	0,93	0	0,69
BTL	IEPT	1	3	1	2	2
	Taux de gravité	0,68	37,61	15,04	8,21	5,47
	Taux de fréquence	0,68	2,05	0,68	1,37	1,37

1 Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche le travailleur d’y retourner pendant une certaine période.
2 Le taux de gravité des accidents mesure le nombre total de jours perdus pour cause de blessure pour 200 000 heures‑personnes travaillées sur le site. Gravité = [(nombre de jours perdus au cours des 12 derniers mois)/(nombre d’heures travaillées au cours des 12 derniers mois)] x 200 000.
3 Le taux de fréquence des accidents mesure le nombre d’IEPT par 200 000 heures‑personnes travaillées au site. Fréquence = [(nombre de blessures au cours des 12 derniers mois)/(nombre d’heures travaillées au cours des 12 derniers mois)] x 200 000.

Tableau K‑2 : IEPT – Nordion, en 2019

IEPT	Mesure prise par le titulaire de permis
Un employé s’est blessé au bas du dos en essayant d’ouvrir la porte à double vantail revêtue de plomb de la cellule 34. L’employé a tiré sur la porte avec force, à plusieurs reprises, sans que celle‑ci s’ouvre (il y avait un problème avec la porte). La blessure a entraîné un arrêt de travail de 5 jours.	Nordion a enquêté sur l’incident et a déterminé que la porte avait le statut « état défectueux » qui l’empêchait de s’ouvrir. Les techniciens sont désormais tenus de vérifier le statut des portes des cellules avant de tenter de les ouvrir.
Un employé a souffert de douleurs au bas du dos lorsqu’il a retiré du sol l’arrimage en bois d’un conteneur de caisses maritimes. Il s’agissait là d’une tâche habituelle. La blessure a entraîné un arrêt de travail de 7 jours.	Nordion ne retirera plus le calage et l’arrimage des conteneurs maritimes. Les matériaux de calage et d’arrimage resteront dans les conteneurs une fois les châteaux de transport de Nordion retirés, l’entreprise de camionnage étant désormais chargée de retirer les matériaux de calage et d’arrimage.

Tableau K‑3 : IEPT– BTL, en 2019

IEPT	Mesure prise par le titulaire de permis
Un travailleur s’est donné un tour de rein en déplaçant manuellement des rampes en bois vers un quai de chargement au lieu d’utiliser le pont roulant.	On a rappelé à la personne de ne pas soulever les rampes de chargement sans utiliser le pont roulant.
Un travailleur s’est coupé la main en travaillant sur un produit qui n’était pas ébavuré.	On a rappelé à la personne d’ébavurer toutes les arêtes vives d’un produit avant de travailler dessus.

L. Liste des groupes autochtones identifiés ayant un intérêt à l’égard des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

Région de Blind River (Raffinerie de Blind River de Cameco [RBR])

• Première Nation Atikameksheng Anishnawbek
• Première Nation Mississauga (PNM)
• Nation Sagamok Anishnawbek (NSA)
• Première Nation de Serpent River (PNSR)
• Première Nation de Thessalon (PNT)
• Nation métisse de l’Ontario (NMO) (région 4)

Installations dans les régions de Port Hope, Toronto et Peterborough (Installation de conversion de Port Hope [ICPH] de Cameco, installation de Cameco Fuel Manufacturing [CFM] et les installations de BWXT Nuclear Energy Canada Inc. à Toronto et à Peterborough)

• Premières Nations visées par les Traités Williams (PNTW) comprenant la Première Nation d’Alderville (PNA), la Première Nation de Curve Lake (PNCL), la Première Nation Hiawatha (PNH), la Première Nation des Mississaugas de Scugog Island (PNMSI), la Première Nation des Chippewas de Beausoleil (PNCB), la Première Nation des Chippewas de Georgina Island (PNCGI) et la Première Nation des Chippewas de Rama (PNCR)
• Première Nation des Mississaugas de Credit (PNMC)
• Nation métisse de l’Ontario (NMO) (région 8)
• Mohawks de la baie de Quinte (MBQ)

Installations de la vallée de l’Outaouais (SRB Technologies Inc. [SRBT], Nordion Canada Inc. et Best Theratronics Limited [BTL])

• Algonquins de l’Ontario (AOO)
• Première Nation des Algonquins de Pikwàkanagàn (PNAP)
• Anishinabeg de Kitigan Zibi
• Conseil tribal de la nation algonquine Anishinabeg (CTNAA)
• Première Nation de Kebaowek
• Secrétariat de la nation algonquine
• Nation métisse de l’Ontario (NMO) (régions 5 et 6)

M. Fiche d’information – Limites autorisées pour les rejets dans l’environnement

Limites autorisées pour les rejets dans l’environnement

Juillet 2020

Que sont les limites autorisées?

Une limite autorisée est une valeur ou une condition qui, si elle est dépassée, indique que le titulaire de permis exerce ses activités en dehors de son fondement d’autorisation, pendant l’exploitation normale et qu’il n’est pas en conformité. Le fondement d’autorisation constitue un ensemble d’exigences et de documents relatifs à une installation ou à une activité autorisée. Il s’agit notamment :

• des exigences réglementaires;
• des mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis relatif à l’installation ou à l’activité et des documents cités en référence dans ce permis;
• des mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et dans les documents à l’appui.

Les limites autorisées pour les rejets dans l’environnement sont l’une de ces exigences.

Que sont les limites autorisées pour les rejets?

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) veille à ce que les limites autorisées pour les rejets soient incluses dans les permis qu’elle délivre, afin de protéger la santé humaine et l’environnement, de confirmer que les technologies de prévention et de contrôle de la pollution sont mises en œuvre, de favoriser l’amélioration continue et de vérifier que le titulaire de permis réalise ses activités dans le cadre de son fondement d’autorisation approuvé. Deux types de limites autorisées pour les rejets sont mis en œuvre dans les installations autorisées par la CCSN : les limites de rejet fondées sur l’exposition et les limites de rejet fondées sur la technologie. Les limites fondées sur l’exposition garantissent que les rejets ne dépassent pas des niveaux qui protègent les personnes et l’environnement. Les limites fondées sur la technologie garantissent que les titulaires de permis mettent en œuvre les meilleures technologies et les meilleures techniques disponibles de prévention de la pollution.

Le personnel de la CCSN examine‑t‑il et accepte‑t‑il les limites autorisées pour les rejets?

Le personnel de la CCSN fournit des orientations aux titulaires de permis sur la façon de calculer les limites autorisées pour les rejets et sur la façon de déterminer les contaminants auxquels il faut les appliquer. Avant que ces limites de rejets ne fassent partie du fondement d’autorisation, le personnel de la CCSN les examine pour vérifier qu’elles protègent la santé humaine et l’environnement.

De plus, comme stipulé dans certains permis, certains titulaires de permis sont tenus de mettre à jour périodiquement leurs limites autorisées. Cette actualisation peut être déclenchée par de nouvelles données scientifiques, par des changements opérationnels ou par de nouvelles exigences réglementaires et de permis. Le personnel de la CCSN examine et approuve également les limites autorisées mises à jour pour les rejets.

Comment le personnel de la CCSN vérifie‑t‑il que les titulaires de permis respectent les limites de rejet autorisées?

Les titulaires de permis d’installations nucléaires de catégorie I sont tenus de soumettre des données, dans leurs rapports de conformité trimestriels et/ou annuels, pour les rejets radiologiques et dangereux (non radiologiques) dans l’environnement. Le personnel de la CCSN examine ces résultats et vérifie que les limites autorisées correspondantes n’ont pas été dépassées. Le personnel de la CCSN effectue également des inspections axées sur l’environnement dans les installations nucléaires et examine les données sur les effluents pour s’assurer que les titulaires de permis respectent les limites de rejet autorisées.

En vertu de l’alinéa 29(1)(c) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis sont tenus de soumettre immédiatement un rapport préliminaire dès qu’ils ont connaissance d’un rejet dans l’environnement d’une substance nucléaire qui dépasse la limite autorisée.

Comment les limites autorisées pour les rejets sont‑elles déterminées?

Les limites de rejet autorisées fondées sur l’exposition sont établies dans le but de garantir que les rejets dans l’environnement récepteur ne dépassent pas des niveaux qui protègent les personnes et l’environnement. Par exemple, une limite de rejet dérivée (LRD) est déterminée à l’aide de renseignements propres au site, afin de calculer la concentration d’une substance nucléaire ou dangereuse qui serait nocive. Cette limite garantit que ce niveau n’est pas dépassé (voir la section suivante pour plus de détails sur les LRD).

Les limites de rejet autorisées fondées sur la technologie sont basées sur ce qui est réalisable par les meilleures technologies et techniques disponibles de prévention de la pollution. Une limite autorisée fondée sur la technologie peut être propre à un secteur (basée sur la technologie de prévention de la pollution et sur les pratiques exemplaires habituelles d’un secteur industriel) ou propre à un cas (basée sur la technologie de prévention de la pollution et sur les pratiques administratives en place dans une installation donnée).

Le titulaire de permis propose d’utiliser l’une ou l’autre de ces approches pour calculer ses limites autorisées pour les rejets. Dans un cas comme dans l’autre, il doit démontrer que ces limites autorisées proposées respectent la limite de dose réglementaire du public et protègent la santé humaine ou l’environnement.

Que sont les limites de rejet dérivées?

Pour les substances nucléaires rejetées par les installations nucléaires de catégorie I, les limites autorisées par la CCSN sont les LRD. Une LRD est une limite autorisée fondée sur l’exposition qui garantit que les membres du public ne reçoivent pas de doses de rayonnement qui seraient nocives. Pour la plupart des installations, la LRD est basée sur une personne la plus exposée recevant une dose radiologique de 1 mSv/an provenant des rejets radiologiques d’une installation en mode d’exploitation normale. Cette personne la plus exposée est une personne qui recevrait une dose plus élevée que le membre moyen du public, en raison d’une combinaison de facteurs, tels que son emplacement, son mode de vie et sa consommation alimentaire. Cette personne est déterminée à partir d’enquêtes propres au site et peut être basée sur une personne réelle ou hypothétique. La dose de 1 mSv/an est la limite de dose annuelle établie dans le Règlement sur la radioprotection.

Certaines installations utilisent une dose radiologique plus faible, appelée contrainte de dose, pour déterminer une LRD. Une contrainte de dose reste une estimation de la dose reçue par une personne la plus exposée, mais basée sur une dose inférieure à 1 mSv/an. Si la dose de la personne la plus exposée est inférieure à cette limite, alors tous les membres du public recevront également des doses inférieures. Le but d’une contrainte de dose est de garantir que la somme de toutes les doses provenant de plusieurs activités nucléaires dans une région reste inférieure à 1 mSv/an. Cela signifie que la LRD elle‑même serait basée sur une dose inférieure à 1 mSv/an.

Sur la base des recommandations du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR), le personnel de la CCSN ajoutera des contraintes de dose aux rejets radiologiques. Des renseignements supplémentaires sur les contraintes de dose seront intégrés au projet de REGDOC‑2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement, dont la consultation publique est prévue fin 2020.

Comment les LRD sont‑elles calculées?

La LRD est calculée en utilisant la méthodologie et les calculs publiés dans la norme 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. La norme CSA N288.1 est un modèle qui décrit le transfert aux humains de matières radioactives présentes dans l’environnement. Les LRD sont calculées de façon indépendante pour les rejets dans l’air et dans les eaux de surface.

La première étape du processus consiste à recenser tous les radionucléides rejetés dans l’atmosphère et dans les liquides. On détermine ensuite, à partir d’enquêtes propres au site, les voies d’exposition et la ou les personnes les plus exposées. Une voie d’exposition est une voie par laquelle une personne peut être exposée à un rayonnement. Il peut notamment s’agir de la gestion ou de l’inhalation. La LRD d’un radionucléide est calculée en divisant la limite de dose annuelle au public de 1 mSv/an (ou la contrainte de dose) par la somme de toutes les doses de ce radionucléide reçues par les voies d’exposition. Pour les rejets dans l’air, un modèle de dispersion atmosphérique est utilisé pour déterminer la quantité de radioactivité provenant du radionucléide source transférée à une personne la plus exposée à partir de l’atmosphère. Pour les rejets dans les eaux de surface, un modèle de dispersion aquatique est utilisé pour déterminer la quantité de radioactivité du radionucléide source qui est transférée à une personne la plus exposée par l’eau. Les LDR sont calculées pour toutes les personnes identifiées comme étant les plus exposées et sont calculées séparément pour différentes classes d’âge (par exemple, nourrissons, enfants et adultes).

Quels sont les autres types de limites autorisées pour les rejets?

Il existe d’autres limites fédérales, provinciales et territoriales pour les rejets dans l’environnement. À l’échelon fédéral, le Règlement sur les effluents des mines de métaux et des mines de diamants s’applique aux mines d’uranium. À l’échelle provinciale et territoriale, il existe des permis ou des approbations pour les rejets dans l’environnement. Les municipalités ont des règlements sur les égouts. Les titulaires de permis sont tenus de respecter l’ensemble des règlements, des approbations et des règlements municipaux qui s’appliquent à leurs activités.

Lors de l’établissement des limites autorisées pour les rejets, la CCSN recommande que les titulaires de permis le fassent en harmonie avec les exigences fédérales, provinciales, territoriales et/ou municipales existantes que la CCSN considère comme une protection adéquate de l’environnement. Par exemple, pour les mines et usines de concentration d’uranium, la CCSN a adopté les limites autorisées de rejet d’effluents de l’annexe 4 du Règlement sur les effluents des mines de métaux et des mines de diamants établi en vertu de la Loi sur les pêches. Ces limites sont des limites de rejet fondées sur la technologie qui ont été calculées en tenant compte des meilleures technologies et techniques disponibles de prévention de la pollution qui étaient économiquement réalisables à l’époque. Ces limites sont propres à l’industrie minière des métaux.

Que se passe‑t‑il si une limite autorisée est dépassée? Y a‑t‑il un risque pour le public ou pour l’environnement?

Le dépassement d’une limite autorisée représente une perte de contrôle du titulaire de permis sur ses programmes ou sur ses mesures de contrôle. Par conséquent, il s’agit d’une indication que le titulaire de permis exerce ses activités en dehors de son fondement d’autorisation au cours des activités normales. Cependant, cela n’implique pas nécessairement un risque déraisonnable pour l’environnement, pour la santé et la sécurité des personnes ou pour la sécurité nationale; en d’autres termes, cela ne signifie pas nécessairement qu’un préjudice réel se produira.

La plupart des limites de rejet fondées sur la technologie et des limites de rejet fondées sur l’exposition sont fixées en deçà des niveaux requis pour protéger la santé humaine et l’environnement. Pour cette raison, le dépassement d’une limite n’implique pas nécessairement que la santé du public ou d’un écosystème est en danger; il oblige toutefois le titulaire de permis à prendre des mesures particulières, notamment des mesures d’atténuation, pour rétablir l’efficacité de son programme et améliorer la surveillance en aval, afin de démontrer que l’environnement est protégé. Un dépassement d’une LRD est le signe que l’installation a exposé un membre du public à une dose supérieure à la limite de dose annuelle autorisée et fera l’objet de mesures réglementaires.

Faits en bref

• La CCSN établit des limites autorisées pour les rejets dans l’environnement afin de protéger la santé humaine et l’environnement.
• Des programmes de surveillance des effluents sont mis en œuvre aux installations autorisées par la CCSN, pour s’assurer que les rejets dans l’environnement sont inférieurs aux limites autorisées
• Le personnel de la CCSN examine les limites autorisées avant qu’elles ne soient acceptées dans un permis, afin de vérifier qu’elles protègent la santé humaine et l’environnement.
• Une limite de rejet dérivée (LRD) est un sous‑type de limite autorisée qui s’applique aux substances radiologiques et est basée sur une personne recevant une dose de 1 millisievert (mSv) par an.
• La CCSN recommande que les titulaires de permis harmonisent les limites autorisées pour les rejets avec celles d’autres exigences fédérales, provinciales et territoriales que la CCSN considère comme protectrices.