Rapport national du Canada pour la Convention sur la sûreté nucléaire - Huitième rapport

Établi conformément à l’article 5 de la Convention sur la sûreté nucléaire

Résumé

Ce huitième rapport canadien démontre comment le Canada a continué de s’acquitter de ses obligations aux termes de la Convention sur la sûreté nucléaire (la Convention) au cours de la période de référence allant d’avril 2016 à mars 2019. Pendant cette période, les mesures mises en place pour que le Canada puisse remplir ses obligations ont été maintenues et, dans plusieurs cas, améliorées. Appuyées par un régime législatif moderne et rigoureux – qui est axé sur la préservation de la santé et de la sécurité des personnes et sur la protection de l’environnement –, ces mesures sont mises en œuvre par l’organisme de réglementation nucléaire du Canada, les titulaires de permis de centrales nucléaires ainsi que d’autres organismes gouvernementaux et parties intéressées du secteur. Le Canada souscrit toujours pleinement aux principes et à la mise en œuvre de la Convention en déployant des efforts d’amélioration constante afin de maintenir le niveau le plus élevé de sûreté dans les centrales nucléaires du Canada et du monde entier.

Aux fins du présent rapport, le terme « centrale nucléaire » englobe le parc de réacteurs CANDU en exploitation ainsi que toutes les futures installations de production d’énergie possibles comme les petits réacteurs modulaires (PRM) ou d’autres concepts de réacteurs avancés. Dix-neuf réacteurs canadiens à deutérium-uranium (CANDU) étaient en exploitation au Canada au cours de la période de référence, et trois réacteurs étaient placés en état de stockage sûr. Les préparatifs se sont poursuivis en vue de possibles projets de nouvelle construction, y compris des PRM.

Au Canada, les activités de nature nucléaire menées aux centrales nucléaires sont régies par des textes de loi modernes et robustes, assortis de pouvoirs bien définis et appropriés, de façon à assurer la sûreté continue des centrales nucléaires. Le principal texte de loi est la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), qui est complétée par des règlements et d’autres instruments de réglementation. L’organisme de réglementation nucléaire au Canada – la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) – est pleinement développé et bien établi. Un système de délivrance de permis est en place de manière à contrôler les activités liées aux centrales nucléaires, à préserver la santé et la sécurité des personnes, à protéger l’environnement et à maintenir la sécurité nationale. La CCSN accompagne chaque permis délivré à une centrale nucléaire d’un manuel des conditions de permis (MCP) qui donne des éclaircissements sur les exigences réglementaires et les attentes pour l’installation et le titulaire de permis.

La CCSN est doté d’un programme exhaustif pour assurer la conformité au cadre de réglementation et surveiller le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires. La CCSN a continué d’améliorer son programme de vérification de la conformité des centrales nucléaires en exploitation au cours de la période de référence.

La CCSN dispose d’un ensemble exhaustif de mesures d’application graduelle de la loi afin de traiter les cas de non-conformité.

Le cadre de réglementation et les processus de la CCSN sont caractérisés par un haut degré d’ouverture et de transparence. La CCSN a continué de promouvoir ces valeurs au cours de la période de référence, notamment grâce à son Programme de financement des participants qui facilite la participation d’intervenants admissibles dans le processus de prise de décisions, en publiant des documents de travail et en sollicitant, tôt dans le processus, une rétroaction de la part du public concernant les changements réglementaires possibles.

Le cadre de réglementation du Canada, de nature largement non prescriptive, est continuellement mis à jour et est aligné sur les normes internationales. Les renouvellements de permis d’exploitation de centrale nucléaire sont utilisés pour instaurer de nouvelles normes et exigences que les titulaires de permis appliqueront de manière proactive.

Le secteur nucléaire canadien présente un excellent bilan en matière de sûreté. Au cours de la période de référence, les titulaires de permis de centrale nucléaire se sont acquittés de leurs responsabilités fondamentales en matière de sûreté conformément à la LSRN, aux règlements et à leurs permis d’exploitation. Les titulaires de permis ont également pris en compte toutes les questions de sûreté qui ont surgi de façon à maintenir le risque à un niveau raisonnable, et ont continué d’accorder une grande importance à la sûreté à tous les niveaux de leurs organisations.

Aucun des événements importants sur le plan de la sûreté survenus aux centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence ne présentait un risque important pour les personnes ou l’environnement. Par exemple, aucune défaillance grave d’un système fonctionnel n’a eu lieu aux centrales nucléaires au cours de la période de référence. Les mesures prises par les titulaires de permis en réponse à ces événements ont permis de corriger toutes les lacunes et de prévenir les récurrences.

À toutes les centrales nucléaires canadiennes, les marges de sûreté et l’application des niveaux de défense en profondeur étaient satisfaisantes au cours de la période de référence. Les doses maximales reçues par les travailleurs des centrales nucléaires étaient bien en deçà des limites de dose annuelles et tous les rejets radioactifs des centrales nucléaires étaient très faibles, inférieurs à 1 % des limites de rejet dérivées. Au cours de la période de référence, les cotes attribuées par la CCSN au rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires, pour chacun des 14 domaines de sûreté et de réglementation qu’elle évalue, ont confirmé que ce rendement respectait ou dépassait les exigences et les attentes de la CCSN pour toutes ces centrales.

La Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) de 2015 a été adoptée par les Parties contractantes à la Convention. La déclaration présente les principes relatifs à la mise en œuvre de l’objectif de la Convention sur la sûreté nucléaire qui est de prévenir les accidents et d’atténuer les conséquences radiologiques. Le Canada a démontré qu’il se conformait aux principes de la DVSN dans le cadre des activités menées par la CCSN et ses titulaires de permis dans tous les aspects liés aux centrales nucléaires en exploitation. Plus particulièrement, les principes de la DVSN ont été suivis en recourant aux moyens suivants :

• Le cadre de réglementation national applicable au choix de l’emplacement, à la conception et à la construction des centrales nucléaires s’aligne sur les normes de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), qui ont elles-mêmes démontré qu’elles respectaient les principes de la DVSN.
• La conception des centrales nucléaires du Canada comprend des caractéristiques qui préviennent les accidents et atténuent les répercussions en cas d’accident. De plus, les mesures prises par la CCSN et les titulaires de permis ont renforcé la défense en profondeur et amélioré les interventions en cas d’urgence.
• Les titulaires de permis ont mis en œuvre des analyses de la sûreté et des rapports d’analyse de la sûreté actualisés conformes aux exigences énoncées dans les documents d’application de la réglementation révisés de la CCSN. Les titulaires de permis atteignent également les objectifs de sûreté liés aux études probabilistes de sûreté (EPS).
• Les examens intégrés de la sûreté visant la remise à neuf de certaines centrales nucléaires ont été achevés. L’application des bilans périodiques de la sûreté aux permis d’exploitation d’une durée de 10 ans a permis de renforcer l’adoption systématique d’améliorations à la sûreté aux centrales nucléaires existantes.

Au cours de la période de référence, la CCSN et les membres du secteur nucléaire du Canada ont pris en compte les trois enjeux suivants qui ont été cernés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen de la Convention :

7RE E-1

Publier les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur la radioprotection pour donner suite aux leçons tirées de Fukushima.

7RE E-2

Terminer la transition vers le cadre de réglementation amélioré (documents d’application de la réglementation de la CCSN).

7RE E-3

Officialiser l’approche prévue pour la fin de l’exploitation des centrales nucléaires à tranches multiples.

En 2017, pour donner suite à l’enjeu 7RE E-1, la CCSN a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur la radioprotection en 2017 afin de tenir compte des leçons tirées de l’accident de Fukushima. Voir les alinéas 12a) et 16.1a) pour plus de renseignements à ce sujet.

En ce qui a trait à l’enjeu 7RE E-2, la CCSN a poursuivi ses progrès au cours de la période de référence afin d’améliorer le cadre de réglementation en révisant et en élaborant divers documents d’application de la réglementation qui se rapportent aux nouvelles centrales nucléaires existantes et aux projets de nouvelle construction, dont les technologies émergentes de petits réacteurs modulaires (PRM), et en les harmonisant avec les normes internationales. La transition vers le cadre amélioré est en grande partie terminée, et la CCSN dispose d’un processus solide pour poursuivre l’examen, la révision et l’élaboration des documents d’application de la réglementation.

Relativement à l’enjeu 7RE E-3, la CCSN prévoit mettre à jour le processus de réglementation qui traite de la transition d’une centrale nucléaire de l’état d’exploitation à l’état final de déclassement (G-219, Plans de déclassement des activités autorisées), en tenant compte des leçons tirées des centrales nucléaires dont la fin de vie utile approche et qui sont en déclassement, notamment les centrales nucléaires à tranches multiples. Le parc de centrales nucléaires à tranches multiples du Canada fait actuellement l’objet d’activités de remise à neuf ou de prolongation de la durée de vie utile, ce qui a retardé la nécessité de cette initiative.

Liste de sigles, d’acronymes, d’abréviations et d’expressions particulières

AAD

activité d’apprentissage dynamique

AEN

Agence pour l’énergie nucléaire (OCDE)

AHD

accident hors dimensionnement

AIEA

Agence internationale de l’énergie atomique

ALARA

niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre

APRPGB

accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche

BPS

bilan périodique de la sûreté

BVG

Bureau du vérificateur général du Canada

CANDU

réacteur CANadien à Deutérium-Uranium

CCSN

Commission canadienne de sûreté nucléaire

CESN

Commission d’examen de la sûreté nucléaire

CIPR

Commission internationale de protection radiologique

CMD

document à l’intention des commissaires (préparé par le personnel de la CCSN, les promoteurs et les intervenants à l’intention des commissaires pour les audiences et réunions de la Commission)

CNS

Commission sur les normes de sûreté

COG

Groupe des propriétaires de Candu inc.

Commission

composante de la Commission canadienne de sûreté nucléaire constituant un tribunal

ConvEx

exercice réalisé dans le cadre de la Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire de l’AIEA

CSA

Association canadienne de normalisation (maintenant appelée le « Groupe CSA »)

CSCSN

Commission de surveillance de la culture de sûreté nucléaire

CSN

Convention sur la sûreté nucléaire

CVC

critère de vérification de la conformité

DPR

Division du programme de réglementation

DSR

domaine de sûreté et de réglementation

DVSN

Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

EACL

Énergie atomique du Canada limitée

EAU

équipement d’atténuation en cas d’urgence

EC6

réacteur CANDU 6 évolué

EE

évaluation environnementale

EIE

énoncé des incidences environnementales

EIS

examen intégré de la sûreté

EPREV

examen de l’état de préparation aux situations d’urgence

EPRI

Electric Power Research Institute

EPS

étude probabiliste de sûreté (équivalent à une évaluation probabiliste du risque [EPR])

ERE

évaluation des risques environnementaux

évaluation de la conformité

toute activité de vérification se limitant à l’examen des documents et des rapports soumis par les titulaires de permis (y compris les rapports techniques trimestriels, les rapports annuels de conformité, les rapports spéciaux et la documentation relative à la conception, aux analyses de la sûreté, aux programmes et aux procédures)

examen des événements

toute activité de vérification en lien avec l’examen, l’évaluation et l’établissement de tendances concernant les rapports d’événements des titulaires de permis

G7

groupe de sept nations (Canada, États-Unis, France, Royaume‑Uni, Allemagne, Italie, Japon et représentants de l’Union européenne)

GAG

gestion des accidents graves

HEPP

heures équivalentes pleine puissance

IFH

ingénierie des facteurs humains

IFP

incident de fonctionnement prévu

INES

Échelle internationale des événements nucléaires

INFCIRC

circulaire d’information de l’AIEA

INPO

Institute of Nuclear Power Operations

INSAG

Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire

inspection ciblée

inspection particulière de type I ou II tenant lieu d’activité de suivi réglementaire après un événement ou une inspection ou en fonction du rendement d’un titulaire de permis

inspection de type I

toute activité de vérification relative aux vérifications et évaluations sur le site des programmes, processus et pratiques des titulaires de permis

inspection de type II

toute activité de vérification relative aux contrôles et rondes périodiques (élément par élément)

IRS

Système de notification des incidents

ISO

Organisation internationale de normalisation

KI

iodure de potassium

LCE

lignes de conduite pour l’exploitation

LCEE

Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)

LDEAU

lignes directrices concernant l’équipement d’atténuation en cas d’urgence

LDGAG

lignes directrices pour la gestion des accidents graves

LNC

Laboratoires Nucléaires Canadiens

LRD

limite de rejet dérivée

LSRN

Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

MCP

manuel des conditions de permis

MPF

mesure à prendre relativement à l’accident de Fukushima

mSv

millisievert

MW

mégawatt

MWé

mégawatt (électrique)

NAYGN

North American Young Generation in Nuclear

OCDE

Organisation de coopération et de développement économiques

OMUNB

Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick

OPEX

expérience d’exploitation

OPG

Ontario Power Generation inc.

OSART

équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation

PCM

point de contrôle pour la mise en service

PEC

plan d’exploitation continue

PED

plan d’exploitation durable

période de référence

avril 2016 à mars 2019

personne-Sv

personne-sievert

PFIU

Plan fédéral d’intervention d’urgence

PFUN

Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire

PHRO

Performance humaine et rendement organisationnel

PISE

Programme indépendant de surveillance environnementale

Plan d’action de la CCSN

Plan d’action intégré de la CCSN sur les leçons tirées de l’accident nucléaire de Fukushima Daiichi

PPIUN

Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire

QSC

question de sûreté relative aux CANDU

RANET

Réseau d’intervention et d’assistance

RAP

recombineur d’hydrogène autocatalytique passif

rapport du Canada

désigne le n^e Rapport national du Canada pour la Convention sur la sûreté nucléaire soumis au nom du Canada lors de la n^e réunion d’examen de la Convention sur la sûreté nucléaire

Rapport du DG de l’AIEA

L’accident de Fukushima Daiichi : Rapport du directeur général

R-D

recherche et développement

REGDOC

document d’application de la réglementation (publication de la CCSN)

RIE

rapport initial d’événement

RNCan

Ressources naturelles Canada

RN-Med-Prep

préparation et intervention en cas d’urgence médicale radionucléaire

SAP

sanction administrative pécuniaire

SCIPP

Service consultatif international sur la protection physique

SEIR

Service d’examen intégré de la réglementation

seuil d’intervention

dose de rayonnement déterminée ou tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection d’un titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières

SSC

structures, systèmes et composants

SUPER

soins d’urgence pour les expositions au rayonnement

TBq

térabecquerel

TBq-MeV

térabecquerel-million d’électronvolts

TECDOC

document technique (publication de l’AIEA)

UNENE

Réseau universitaire d’excellence en génie nucléaire

UOIT

Institut universitaire de technologie de l’Ontario

USNRC

Nuclear Regulatory Commission des États-Unis

WANO

Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires

WiN

Le nucléaire au féminin (Women in Nuclear)

Chapitre I – Introduction

A. Généralités

Le Canada a été l’un des premiers signataires de la Convention sur la sûreté nucléaire (la Convention) qui est entrée en vigueur le 24 octobre 1996. Il s’efforce de remplir chacune des obligations de la Convention, comme le démontrent les rapports canadiens présentés à l’occasion des réunions précédentes d’examen de la Convention. Le Canada souscrit toujours pleinement aux principes et à la mise en œuvre de la Convention en déployant des efforts d’amélioration constante afin de maintenir le niveau le plus élevé de sûreté dans les centrales nucléaires du Canada et du monde entier.

Destiné à la huitième réunion d’examen, ce huitième rapport a été préparé au nom du gouvernement du Canada par une équipe sous la direction de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Des représentants des organismes suivants ont participé à la préparation du rapport : Bruce Power, la Société d’Énergie du Nouveau-Brunswick (Énergie NB), Ontario Power Generation (OPG), SNC-Lavalin Nucléaire inc., le Groupe des propriétaires de CANDU (COG), Ressources naturelles Canada (RNCan), Santé Canada, Affaires mondiales Canada et les organismes d’intervention d’urgence des provinces du Nouveau-Brunswick, de l’Ontario et du Québec.

A.1 Portée

Conformément à l’article 5 de la Convention, ce huitième rapport décrit comment le Canada a rempli ses obligations, aux termes des articles 6 à 19 de la Convention, au cours de la période de référence allant d’avril 2016 à mars 2019. Il suit de près les principes directeurs concernant la forme et la structure des rapports à présenter établies par les Parties contractantes, en vertu de l’article 22 et énoncées dans la révision 5 du document INFCIRC/572 de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Lignes directrices pour la préparation des rapports nationaux conformément à la Convention sur la sûreté nucléaire. Ce huitième rapport décrit les dispositions prises par le Canada pour s’acquitter des obligations aux termes de la Convention et donne des précisions sur les changements apportés depuis la publication du septième rapport du Canada. Une attention particulière est accordée aux enjeux qui ont été proposés au Canada lors de la septième réunion d’examen.

Au Canada, toutes les installations dotées de réacteurs sont désignées comme des installations de catégorie IA et réglementées en vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Les installations nucléaires mentionnées dans les articles de la Convention sont considérées comme des centrales nucléaires, qui constituent un sous-ensemble des installations de catégorie IA. Le terme « centrale nucléaire » s’entend généralement de tout réacteur de production d’énergie^{Note de bas de page 1} qui n’est pas un réacteur de recherche. Aux fins du présent rapport, l’expression « centrale nucléaire » englobe le parc de réacteurs CANDU en exploitation ainsi que toutes les futures installations de production d’énergie possibles comme les petits réacteurs modulaires (PRM) ou d’autres concepts de réacteurs avancés.

Le rapport canadien ne couvre pas les réacteurs de recherche nucléaire. De plus, ce rapport ne couvre pas la sécurité nucléaire, les garanties et, sauf pour les renseignements fournis au paragraphe 19(viii), la gestion des déchets radioactifs et du combustible usé. Ce dernier sujet est traité plus en profondeur dans le cinquième Rapport national du Canada pour la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs publié en octobre 2017.

A.2 Contenu

Le présent rapport contient trois chapitres. Le chapitre I fournit des renseignements contextuels importants pour le reste du rapport. La section A du chapitre I présente une introduction générale au rapport tandis que la section B donne un sommaire des résultats de la septième réunion d’examen se rapportant au Canada, y compris les bonnes pratiques, les points forts, les suggestions et les enjeux relevés pour le Canada. La section B décrit également les enjeux découlant de la sixième réunion d’examen qui demeuraient ouverts pour le Canada à la suite de la septième réunion d’examen. La section C décrit des aspects de la politique en matière d’énergie nucléaire et des activités de nature nucléaire au Canada. La section D offre une description générale du secteur de l’énergie nucléaire au Canada et des développements majeurs survenus récemment (les projets de prolongation de la durée de vie et de nouvelles constructions). Bien que ces sections ne soient pas directement liées à l’un des articles de la Convention, elles procurent des informations sur le contexte dans lequel le Canada se conforme aux articles de la Convention. La section E décrit la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) et les parties du présent rapport qui l’abordent.

Le chapitre II donne une vue d’ensemble des conclusions du rapport, dont un énoncé sommaire des mesures prises par le Canada pour se conformer aux articles de la Convention. Il comprend également un résumé :

• des progrès réalisés en réponse aux enjeux relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen et à ceux encore actifs depuis la sixième réunion d’examen;
• des améliorations à la sûreté et des progrès réalisés concernant d’autres questions importantes qui ne font pas l’objet des enjeux relevés pour le Canada;
• des mesures qui donnent suite à la DVSN;
• des activités prévues pour améliorer la sûreté.

Le chapitre III donne des renseignements détaillés sur la façon dont le Canada a assumé, pendant la période de référence, les obligations que lui imposent les articles 6 à 19 de la Convention. Ce chapitre est divisé en quatre sections correspondant à la façon dont les articles de la Convention sont regroupés :

• Partie A Généralités (article 6)
• Partie B Législation et réglementation (articles 7 à 9)
• Partie C Considérations générales de sûreté (articles 10 à 16)
• Partie D Sûreté des installations (articles 17 à 19)

Au début de chaque article figure un encadré sur fond gris contenant le texte de l’article pertinent de la Convention. Lorsqu’on utilise « Partie contractante » dans un article, on désigne chacun des signataires de la Convention. Pour chacun des articles, la description des dispositions prises par le Canada pour s’acquitter des obligations pertinentes est divisée en paragraphes dont la structure et la numérotation correspondent à celles retrouvées dans l’article même. Lorsqu’il est nécessaire de subdiviser davantage la description, des lettres minuscules sont ajoutées au numéro de l’article ou du paragraphe à des fins de référence (p. ex. alinéa 8.1a)).

Les enjeux relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen et ceux qui encore actifs depuis la sixième réunion d’examen sont soulignés dans un encadré au début de la partie pertinente du texte.

Des informations supplémentaires, rassemblées en deux groupes (appendices et annexes), sont fournies à la fin du rapport. Les appendices (lettres A à E) donnent des renseignements détaillés s’appliquant à plus d’un article. Par ailleurs, les annexes donnent d’autres informations qui sont directement applicables à l’approche adoptée par le Canada pour satisfaire aux obligations d’un article ou paragraphe donné. Le numéro de chacune des annexes est le même que le numéro de l’article, du paragraphe ou de l’alinéa correspondant.

Les versions intégrales des rapports canadiens précédents ainsi que le rapport canadien pour la deuxième réunion extraordinaire et des documents connexes se trouvent sur les sites Web de la CCSN et de l’AIEA. L’appendice A fournit une liste des sites Web pertinents des différents organismes mentionnés dans ce rapport. Ce huitième rapport sera accessible sur le site Web de l’AIEA dès sa présentation en août 2019 et sera affiché sur le site Web de la CCSN à la fin de 2019 ou au début de 2020 dans les deux langues officielles du Canada (l’anglais et le français). Les rapports annuels du personnel de la CCSN sur la surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada et d’autres installations ainsi que les rapports annuels de la CCSN se trouvent aussi sur le site Web de la CCSN.

B. Résultats de la septième réunion d’examen

À la septième réunion d’examen de la Convention, tenue à Vienne en mars 2017, le Canada faisait partie du groupe de pays n^o 3, qui comprenait également le Japon, le Pakistan, la Roumanie, la Lettonie, la Biélorussie, la Turquie, le Nigéria, le Ghana, le Bangladesh, la République de Moldova et le Myanmar. Le Canada a répondu aux 163 commentaires et questions formulés par de nombreux pays. Ces commentaires et questions portaient sur des sujets tels que les critères appliqués pour déterminer qui peut recevoir de l’argent dans le cadre du Programme de financement des participants de la CCSN, le budget alloué à la recherche sur la sûreté nucléaire au Canada, les examens intégrés de la sûreté, les bilans périodiques de la sûreté, les examens de l’expérience d’exploitation, le vieillissement des réacteurs, la radioprotection, la divulgation publique, etc.

Le tableau suivant énumère les enjeux (E) et les suggestions (S) qui ont été relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen et, tel que déterminé lors de la septième réunion d’examen, ceux qui sont demeurés ouverts depuis la sixième réunion. (Ces éléments ont été documentés dans le Rapport d’examen de pays du Canada pour la septième réunion d’examen, qui est disponible sur le site Web de la CCSN). Le tableau énumère également les bonnes pratiques (BP) et les points forts (PF) qui ont été identifiés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen. Des renvois aux alinéas pertinents de ce huitième rapport canadien sont fournis.

Principaux résultats d’examen pour le Canada découlant de la septième réunion d’examen

Identifiant	Texte	Alinéa
Enjeux demeurés ouverts depuis la sixième réunion d’examen
6RE E-3	Établir des lignes directrices pour le retour des personnes évacuées à la suite d’un accident et confirmer son acceptabilité publique	16.1a)
6RE E-5	Mettre à jour les lignes directrices opérationnelles pour l’intervention d’urgence et les mesures de protection pour le public pendant et après des événements nucléaires et radiologiques graves	16.1a)
Enjeux découlant de la septième réunion d’examen
7RE E-1	Publier les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur la radioprotection pour donner suite aux leçons tirées de Fukushima	7.2(i)a)
7RE E-2	Terminer la transition vers le cadre de réglementation amélioré (documents d’application de la réglementation de la CCSN)	7.2(i)b)
7RE E-3	Officialiser l’approche prévue pour la fin de l’exploitation des centrales nucléaires à tranches multiples	7.2(ii)e)
Suggestion découlant de la septième réunion d’examen
7RE S-1	Le Canada devrait aborder toutes les questions de sûreté de catégorie 3 relatives aux CANDU mentionnées dans le 7e rapport national et présenter un rapport à ce sujet lors de la 8e réunion d’examen	14(i)e)
Bonne pratique découlant de la septième réunion d’examen
7RE BP-1	Le Programme de financement des participants de la CCSN favorise l’ouverture et la transparence, en plus d’accroître la sûreté puisqu’il constitue un moyen pour la Commission d’obtenir des renseignements supplémentaires	8.1f)
Points forts découlant de la septième réunion d’examen
7RE PF-1	La documentation des exigences et des attentes de la CCSN dans un seul REGDOC	7.2(i)b)
7RE PF-2	L’utilisation des documents de travail de la CCSN au début du processus de réglementation	7.2(i)b)
7RE PF-3	Le Programme de formation et de qualification des inspecteurs de la CCSN	8.1c)
7RE PF-4	L’examen de la conception de fournisseurs de la CCSN pour les nouvelles conceptions novatrices (p. ex. les PRM)	18
7RE PF-5	Le Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) de la CCSN avec l’affichage des résultats en ligne	15c)
7RE PF-6	L’utilisation de simulateurs, d’activités d’apprentissage dynamique et de maquettes par les titulaires de permis de centrale nucléaire pour la formation sur la remise à neuf	11.2a)
7RE PF-7	Les activités de relations externes des titulaires de permis de centrale nucléaire	9c)
7RE PF-8	Le comité d’examen hebdomadaire international (membres des services publics du COG) pour mettre en commun l’OPEX	19(vii)

C. Cadre et politique nucléaires nationaux

C.1 Cadre général

En vertu de la constitution canadienne, l’élaboration et la mise en œuvre de la politique nucléaire nationale relèvent du gouvernement fédéral. Le rôle de ce dernier englobe la recherche et le développement (R-D) ainsi que la réglementation des matières et des activités nucléaires au Canada. Le cadre de la politique nucléaire du Canada comprend les éléments généraux suivants : une politique de non-prolifération nucléaire, une réglementation transparente et indépendante, une politique-cadre en matière de déchets radioactifs, une politique sur la propriété et le contrôle de l’uranium, un soutien aux sciences et technologies nucléaires et une coopération avec les gouvernements provinciaux et les administrations municipales. Le gouvernement du Canada finance la recherche nucléaire et appuie le développement et l’utilisation de l’énergie nucléaire et des applications connexes depuis de nombreuses décennies. L’exploitation de la première centrale nucléaire au Canada a débuté en 1962. Aujourd’hui, le gouvernement du Canada alloue 77 millions de dollars en crédits annuels pour les activités de R‑D liées au nucléaire dans le cadre du Plan de travail fédéral sur les activités de science et technologie nucléaires (FSTN), du Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie du Canada et du Forum international sur la génération IV. (Consulter l’appendice D pour obtenir une description de la R-D financée par les secteurs public et privé, y compris des détails sur le plan de travail FSTN à l’appendice D.3).

En plus du financement annuel, le gouvernement du Canada a également accepté d’investir plus de 67 millions de dollars en investissements directs dans le secteur nucléaire depuis 2015 grâce à des programmes tels que le Fonds stratégique pour l’innovation et Technologies du développement durable Canada. Ce financement s’ajoute à celui de la R-D financée par le secteur privé (voir l’appendice D).

Bien que le gouvernement du Canada cumule d’importantes responsabilités dans le domaine de l’énergie nucléaire, la décision d’investir dans la production d’électricité relève de chacune des provinces. Il revient à chaque province, de concert avec les organismes et services publics d’électricité provinciaux et les organismes de réglementation, de déterminer si de nouvelles centrales nucléaires doivent être construites et exploitées.

L’énergie nucléaire est une source d’énergie sans émissions et est reconnue comme étant fiable et à un coût concurrentiel. Elle fait partie des différentes sources d’électricité sans émissions de carbone, qui comptent pour 81 % du panier énergétique du Canada, et contribue ainsi à l’atténuation des changements climatiques. Le secteur canadien de l’énergie nucléaire constitue une composante très importante de l’économie du Canada.

• En 2017, l’énergie nucléaire fournissait environ 15 % de l’électricité au Canada.
• En Ontario, environ 58 % de la production d’électricité est assurée par des centrales nucléaires.
• Au Nouveau-Brunswick, plus du tiers de la production d’électricité de la province est assurée par la centrale nucléaire de Point Lepreau.
• Des réacteurs à deutérium-uranium (CANDU) d’origine canadienne ont été construits et sont exploités dans plusieurs pays étrangers : trois sont en exploitation en Corée du Sud, deux respectivement en Chine et en Roumanie et un en Argentine.
• Des réacteurs à eau lourde sous pression fondés sur une technologie CANDU antérieure sont également en exploitation dans le monde entier, dont deux en Inde et un au Pakistan.

La conception unique des réacteurs CANDU permet la production d’isotopes médicaux et d’énergie électrique. Les exploitants de centrales nucléaires au Canada continuent de chercher des moyens novateurs de produire une vaste gamme d’isotopes. Le secteur canadien de la technologie nucléaire a permis aux fournisseurs de soins de santé d’améliorer les techniques de dépistage et de traitement du cancer, le Canada étant un important fournisseur d’isotopes à usage médical et industriel (p. ex., le cobalt 60 et le césium 137) sur le marché mondial. La centrale nucléaire de Darlington souhaite également produire du molybdène 99 dès 2020, ce qui en ferait le seul fournisseur de cet isotope en Amérique du Nord.

Le Canada est le deuxième producteur et exportateur mondial d’uranium, avec environ 22 % de la production mondiale totale (13 353 tonnes d’uranium métal) en 2017. Plus de 85 % de sa production est destinée à l’exportation, avec une énergie équivalant à environ un milliard de barils de pétrole, ce qui comparable aux exportations de pétrole du Canada en 2017.

Le Canada reconnaît le potentiel de développement et de déploiement des PRM et invite les parties intéressées à participer à l’évaluation des priorités et des défis et à éclairer les politiques concernant le développement et le déploiement possibles des PRM au Canada. La section D.4 fournit plus de renseignements à ce sujet.

L’ensemble du secteur nucléaire canadien, y compris la production d’électricité, contribue plus de six milliards de dollars par année au produit intérieur brut et emploie directement plus de 30 000 travailleurs hautement qualifiés.

C.2 Responsabilités relatives à la politique nucléaire nationale et à la réglementation nucléaire

Le gouvernement du Canada accorde une grande priorité à la santé et à la sécurité des personnes, à la sécurité nationale et à la protection de l’environnement en ce qui a trait aux activités nucléaires au Canada, ainsi qu’au respect des engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Le gouvernement du Canada a établi un régime de réglementation exhaustif et robuste mis en œuvre par l’organisme indépendant de réglementation du secteur nucléaire au Canada : la CCSN.

D’autres ministères importants du gouvernement fédéral ont un rôle à jouer dans le secteur nucléaire canadien dont :

• Ressources naturelles Canada (RNCan), qui :
  • établit les politiques, les priorités et les programmes en ce qui a trait à la science et aux technologies en matière d’énergie,
  • administre la Loi sur l’énergie nucléaire, la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (entrée en vigueur le 1^er janvier 2017) et la Loi sur les déchets de combustible nucléaire,
  • assume la responsabilité globale de la gestion des déchets radioactifs historiques, pour lesquels le Canada a accepté la responsabilité,
  • est responsable de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), cette dernière étant administrée par la CCSN,
• Sécurité publique Canada, qui est l’autorité première en ce qui a trait au Plan fédéral d’intervention d’urgence tous risques;
• Santé Canada, qui :
  • établit des lignes directrices en matière de radioprotection, effectue des recherches sur les effets du rayonnement sur la santé et réalise des évaluations radiologiques en matière de santé,
  • exploite un réseau national de surveillance des rayonnements dans l’environnement,
  • surveille les expositions radiologiques professionnelles et gère le Fichier dosimétrique national pour tous les travailleurs exposés en milieu de travail au Canada,
  • est responsable du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire, une annexe portant sur un événement particulier du Plan fédéral d’intervention d’urgence, et fournit une capacité de surveillance et d’évaluation radiologiques pour les interventions en cas d’urgence nucléaire,
  • sert d’autorité compétente pour la Convention des Nations Unies sur la notification rapide des accidents nucléaires et la Convention des Nations Unies sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique,
• Transports Canada, qui :
  • élabore et administre les politiques et les règlements relatifs au système de transport canadien, y compris le transport des marchandises dangereuses (les matières radioactives font partie de la classe 7 du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses),
  • réglemente le transport international des marchandises dangereuses par voie aérienne et maritime,
• Environnement et Changement climatique Canada, qui :
  • contribue au développement durable par des mesures visant à prévenir la pollution de façon à protéger les personnes et l’environnement contre les risques posés par les substances toxiques,
  • est responsable d’appuyer la Loi canadienne sur la protection de l’environnement et la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) [LCEE 2012], qui délègue à la CCSN la responsabilité d’effectuer les examens des évaluations environnementales sur les projets nucléaires proposés en vertu de la LSRN,
• Affaires mondiales Canada, qui :
  • est responsable de la politique nationale en matière de non-prolifération nucléaire, y compris la coopération nucléaire bilatérale et multilatérale,
  • a la responsabilité générale de la négociation, de la signature et de la ratification des accords internationaux, y compris ceux sur la sûreté nucléaire.

Différents protocoles d’entente existent entre la CCSN et d’autres organismes œuvrant dans le secteur nucléaire, dont les organismes mentionnés dans la liste précédente.

La LSRN, la Loi sur l’énergie nucléaire, la Loi sur les déchets de combustible nucléaire et la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire sont les pièces maîtresses du régime législatif et réglementaire canadien relatif aux questions nucléaires. La LSRN constitue le principal texte de loi régissant la sûreté de l’industrie nucléaire au Canada. Ces lois sont complétées par d’autres instruments législatifs portant sur la gestion des urgences, la protection de l’environnement et la sécurité des travailleurs, telles que la Loi sur la gestion des urgences, la LCEE, la Loi canadienne sur la protection de l’environnement et le Code canadien du travail.

Énergie atomique du Canada limitée (EACL) est une société d’État du gouvernement du Canada qui a pour mandat de soutenir la science et la technologie nucléaires au profit des Canadiens et de l’industrie et de s’acquitter des responsabilités du Canada en matière de déclassement et de gestion des déchets radioactifs.

Dans le cadre d’un plan de restructuration d’EACL, un modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur a été mis en œuvre en 2015 pour les laboratoires nucléaires d’EACL. EACL continue de fonctionner comme une société d’État fédérale et reste dotée du même mandat, mais s’acquitte de celui-ci dans le cadre d’arrangements contractuels avec les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) pour fournir les activités scientifiques et technologiques permettant de remplir les besoins fédéraux fondamentaux dans le cadre du Plan de travail fédéral sur les activités de science et technologie nucléaires (voir l’appendice D.3 pour plus de détails) et soutenir l’industrie nucléaire en lui donnant accès, sur une base commerciale, aux installations et à l’expertise scientifiques et technologiques. De plus, EACL conserve aussi les biens de propriété intellectuelle et matérielle et les responsabilités des laboratoires nucléaires. Les infrastructures d’EACL et l’expertise apportée par les LNC sont des éléments stratégiques des capacités scientifiques et technologiques du Canada, apportant des compétences uniques qui profitent aux Canadiens et au secteur nucléaire.

Afin de s’assurer que les LNC disposent des installations et de l’infrastructure nécessaires pour demeurer un centre d’innovation nucléaire au Canada, le gouvernement du Canada investit 1,2 milliard de dollars sur dix ans (à compter de 2014-2015) dans la revitalisation des Laboratoires de Chalk River. Ces investissements visent à créer une « grande infrastructure scientifique » au profit de tous ceux qui, au Canada, souhaitent tirer parti de ses capacités – une infrastructure accessible aux universitaires, aux experts de l’industrie et à d’autres, y compris les petites entreprises.

Bien qu’il n’existe pas de politique énergétique nationale portant spécifiquement sur les PRM, RNCan a réuni des partenaires essentiels dans le cadre d’un processus lié au déploiement possible de PRM dans le secteur privé; la section D.4 contient plus de renseignements à ce sujet. La CCSN a également établi une stratégie pour assurer son état de préparation à la réglementation des PRM et cette stratégie repose sur trois piliers fondamentaux :

• un cadre de réglementation robuste, mais souple qui fournit une base juridique solide sur laquelle les décisions réglementaires peuvent être prises et appliquées;
• des processus fondés sur le risque pour l’application du cadre de réglementation;
• un effectif compétent, doté d’une capacité et d’une expertise technique suffisantes, et œuvrant au sein d’une organisation agile.

Les faits nouveaux relatifs aux PRM sont décrits à la section D.4.

À l’échelle internationale, le Canada participe activement aux activités menées sous l’égide de l’AIEA et soutient pleinement les missions d’examen par des pairs de l’AIEA, y compris celles réalisées par le Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et le Service d’examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV). Pour appuyer l’évaluation et l’amélioration continues, le Canada a invité les missions d’examen du SEIR (prévues pour septembre 2019; voir l’article 8) et de l’EPREV (prévues pour juin 2019; voir l’alinéa 16.1g)). Le Canada contribue également à l’élaboration de normes internationales en participant aux travaux de la Commission sur les normes de sûreté de l’AIEA et de ses comités.

Le Canada est membre actif de bon nombre d’autres organisations internationales dont l’International Nuclear Regulators Association, le Groupe des cadres supérieurs des organismes de réglementation CANDU, l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN) de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) et le Groupe du G7 sur la sûreté et la sécurité nucléaires. La participation à ces groupes permet au Canada d’influencer et d’améliorer la sûreté nucléaire du point de vue international et d’échanger des renseignements et de l’expérience avec les organismes de réglementation et d’autres organisations. Par exemple, en présidant les réunions du Groupe des cadres supérieurs des organismes de réglementation CANDU, la CCSN est en mesure de communiquer des renseignements sur la réglementation particulièrement applicable aux centrales nucléaires CANDU. Le Canada contribue aussi au Programme multinational d’évaluation de la conception (MDEP, voir l’article 18) et au Forum international sur la génération IV (voir le paragraphe D.5 de l’appendice D).

Le Canada a signé et ratifié six autres conventions multilatérales liées au domaine nucléaire, notamment :

• la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs;
• la Convention internationale sur la protection physique des matières nucléaires et son Amendement de 2005;
• la Convention internationale pour la répression des actes de terrorisme nucléaire;
• la Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire (pour plus de renseignements, voir l’alinéa 16.2b));
• la Convention sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique (pour plus de renseignements, voir l’alinéa 16.2b));
• la Convention sur la réparation complémentaire des dommages nucléaires.

Le Canada a également continué d’intensifier sa coopération et son assistance internationales pour améliorer la sûreté nucléaire dans le monde entier en collaborant avec des partenaires internationaux en matière de protection de l’environnement, de préparation et d’intervention en cas d’urgence, grâce au soutien du Fonds de coopération technique de l’AIEA et en participant à des groupes de travail techniques internationaux.

D. Le secteur de l’énergie nucléaire et les activités d’importance

D.1 Le secteur de l’énergie nucléaire au Canada

Les emplacements des centrales nucléaires au Canada sont indiqués sur la carte partielle ci‑dessous (seules six des dix provinces canadiennes sont présentées sur la carte). Sur un total de 22 réacteurs nucléaires au Canada, 19 génèrent actuellement de l’électricité. En outre, deux tranches de la centrale de Pickering et l’unique tranche de la centrale de Gentilly-2 sont en état de stockage sûr. La tranche de la centrale de Gentilly-2 a entamé le processus menant au déclassement (voir la description ci-dessous). L’exploitation de ces réacteurs et leurs activités sont régies par cinq permis délivrés par la CCSN.

Les centrales nucléaires au Canada sont exploitées par quatre titulaires de permis :

• Ontario Power Generation Inc. (OPG), une entreprise commerciale appartenant entièrement à la province de l’Ontario
• Bruce Power Inc. (Bruce Power), une société privée
• Hydro-Québec (HQ), une société d’État de la province du Québec
• Énergie NB, une société d’État de la province du Nouveau-Brunswick

Figure D.1 Carte partielle du Canada montrant l’emplacement des centrales nucléaires

Le tableau suivant présente un sommaire des titulaires de permis ainsi que le nombre de réacteurs (et leur état opérationnel) à chacun des sites pour lesquels un permis a été délivré.

Site de la centrale nucléaire autorisée	Province	Titulaire de permis	Nombre de réacteurs	État opérationnel des réacteurs
Bruce-A et Bruce-B	Ontario	Bruce Power	8	Tous en exploitation
Darlington	Ontario	OPG	4	Tous en exploitation (un en cours de réfection)
Gentilly-2	Québec	Hydro-Québec	1	État de stockage sûr
Pickering	Ontario	OPG	8	6 en exploitation, 2 en état de stockage sûr
Point Lepreau	Nouveau-Brunswick	Énergie NB	1	En exploitation

La chronologie suivante montre les principales périodes historiques d’exploitation des centrales nucléaires au Canada. De longues périodes sans exploitation correspondent à des arrêts prolongés, comme dans le cas d’une réfection.

Figure D.2 Chronologie des centrales nucléaires du Canada

L’appendice B fournit des renseignements de base supplémentaires sur toutes les tranches des centrales nucléaires du Canada.

Les centrales nucléaires au Canada utilisent des réacteurs à eau lourde sous pression de type CANDU (conçus au départ dans le cadre d’un partenariat entre EACL, Ontario Hydro et GE Canada). Outre le Canada, des réacteurs CANDU sont en exploitation dans six autres pays. Une description détaillée des réacteurs CANDU a été fournie dans les premier et deuxième rapports du Canada.

Candu Énergie agit à titre de concepteur original et fournisseur de la technologie CANDU. Elle offre quatre conceptions de réacteurs :

• Réacteur CANDU 6 : Réacteur à uranium naturel, modéré à l’eau lourde et pouvant être rechargé en puissance.
• Réacteur CANDU 6 évolué (EC6) : Réacteur de 700 MWé de génération III modéré et refroidi à l’eau lourde et fondé sur le type CANDU 6 qui a déjà fait ses preuves.
• Réacteur CANDU avancé (ACR-1000) : Réacteur à eau lourde de génération III+ produisant 1 200 MWé.
• Réacteur CANDU à combustible avancé : Conçu pour utiliser d’autres combustibles, notamment l’uranium récupéré provenant du retraitement du combustible des réacteurs à eau légère, des mélanges d’oxydes d’uranium faiblement enrichi et de plutonium ainsi que le thorium, en plus de l’uranium naturel conventionnel.

Tous les exploitants de centrales CANDU dans le monde (y compris les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes en exploitation) et les LNC sont membres du Groupe des propriétaires de CANDU (COG) : un organisme sans but lucratif qui élabore des programmes de coopération, d’entraide et de diffusion de renseignements afin d’assurer le succès du soutien, du développement, de l’exploitation et de l’entretien de la technologie CANDU ainsi que sa rentabilité. Bien que seules les entreprises qui sont propriétaires d’un réacteur nucléaire CANDU ou qui en exploitent un puissent devenir membre du COG, les fournisseurs et les entreprises d’ingénierie qui participent à la conception, à la construction et à l’exploitation des réacteurs CANDU peuvent prendre part à certains programmes. Le COG soutient également un programme de « fournisseur-participant » ouvert à tous les fournisseurs de biens et services à l’industrie nucléaire canadienne. Le programme s’est élargi au cours des dernières années pour inclure plus de 20 fournisseurs participants et a récemment accueilli des fournisseurs internationaux. Le COG est décrit plus en détail à l’alinéa 9c).

Par l’entremise du COG, le secteur nucléaire fournit environ 60 millions de dollars pour les programmes de R-D de base (décrit au paragraphe D.2 de l’appendice D) et les projets conjoints connexes qui appuient les centrales nucléaires en exploitation au Canada. Le COG a également mis sur pied un groupe de pairs sur la sûreté nucléaire, qui se réunit régulièrement pour :

• échanger de l’information sur les interactions, les stratégies et les approches en matière de réglementation en vue de résoudre des problèmes communs;
• cerner, examiner et classer par ordre de priorité les questions de sûreté nucléaire et d’autorisation qui se prêtent à une collaboration avec l’industrie;
• autoriser les équipes de travail de l’industrie à définir des positions unifiées et/ou des approches communes et à entreprendre des examens techniques, des évaluations et des analyses de la sûreté;
• surveiller les progrès réalisés dans la résolution des problèmes et s’attaquer aux obstacles et aux contraintes;
• coordonner l’interaction de l’industrie avec la CCSN sur les positions de l’industrie, les programmes de travail de l’industrie et les critères de fermeture des mesures de suivi, conformément à un protocole convenu.

D.2 Prolongation de la durée de vie des centrales nucléaires actuelles

Plusieurs centrales nucléaires CANDU ont fait l’objet d’importants projets de prolongation de la durée de vie. Des projets de prolongation de la durée de vie sont en cours ou sont envisagés pour plusieurs tranches des centrales nucléaires canadiennes et étrangères. La prolongation de la durée de vie comprend des activités de R-D, d’ingénierie, d’analyse et d’autres activités liées à l’aptitude fonctionnelle visant à prolonger la durée d’exploitation des structures, systèmes et composants au-delà de leur durée de vie nominale, ainsi qu’à procéder à la remise à neuf des composants. Les activités de prolongation de la vie utile sont identifiées au moyen d’un bilan périodique de la sûreté (BPS)^{Note de bas de page 2} et documentées dans un plan intégré de mise en œuvre (PIMO). La réfection d’une tranche à une centrale CANDU consiste habituellement à remplacer des composants majeurs du réacteur (p. ex. les canaux de combustible) et à remplacer ou à remettre à niveau d’autres systèmes importants pour la sûreté. Un réacteur remis à neuf et dont les canaux de combustible ont été remplacés pourrait, selon les circonstances, être exploité pendant une période d’environ 30 années supplémentaires ou plus.

Des travaux de prolongation de la durée de vie sont en cours à Bruce-A et Bruce-B, Darlington et Pickering. Le permis d’exploitation de chacune de ces centrales est assorti d’une condition qui oblige le titulaire de permis à achever le PIMO. Tout changement important apporté au PIMO constituerait un changement au fondement d’autorisation de la centrale nucléaire – le permis exige que ces changements soient soumis à l’approbation de la Commission.

Réfection des centrales nucléaires de Bruce-A et Bruce-B

En décembre 2015, Bruce Power et l’Independent Electricity System Operator de la province de l’Ontario ont conclu un accord de longue durée modifié pour assurer une capacité de production de 6 400 mégawatts d’électricité au complexe de Bruce dans le cadre d’un programme de prolongation de la durée de vie étalé sur plusieurs années. Ce programme est divisé en deux grands volets. Le premier volet concerne la gestion des actifs, qui comprend l’entretien, la remise à neuf ou le remplacement de l’équipement lors des arrêts pour entretien régulier afin de s’assurer que les systèmes sont en bon état jusqu’à leur fin de vie utile. Le deuxième volet consiste en une série d’arrêts pour le remplacement de composants majeurs (RCM), au cours desquels chaque réacteur est déchargé de son combustible et drainé pour permettre le remplacement de composants majeurs tels que les canaux de combustible, les conduites d’alimentation, les générateurs de vapeur, ainsi que tout autre équipement qui ne peut être remplacé que dans ces conditions. Bruce Power a déterminé la portée des arrêts pour le remplacement des composants majeurs au moyen d’un BPS réalisé pour Bruce-A et Bruce-B.

Le volet relatif à la gestion des biens pour la prolongation de la durée de vie a débuté le 1^er janvier 2016 et se poursuivra jusqu’en 2053. Les arrêts liés au RCM de la tranche 6 débuteront en janvier 2020 et prolongeront la durée de vie des tranches 3 à 8 sur une période de 13 ans. Les tranches 1 et 2 de Bruce-A ont déjà été entièrement remises à neuf et remises en service en 2012. La gestion des actifs et les arrêts liés au RCM permettront aux tranches de Bruce Power d’être exploitées de façon sûre jusqu’en 2064.

En février et mai 2018, Bruce Power s’est présenté devant la Commission de la CCSN dans le cadre d’audiences publiques afin de demander le renouvellement de son permis pour une période de dix ans et l’approbation de la portée du projet de RCM. Cette demande a été autorisée en septembre 2018 et le permis a été renouvelé du 1^er octobre 2018 au 30 septembre 2028.

Réfection de la centrale de Darlington

La remise à neuf de la tranche 2 de Darlington a débuté en octobre 2016, et des progrès importants ont été réalisés au cours de la période de référence en vue de terminer les travaux du PIMO, qui étaient fondés sur un examen intégré de la sûreté (EIS). À la fin de la période de référence, l’installation des canaux de combustible de la tranche 2 était terminée et celle des conduites d’alimentation se poursuivait. OPG a présenté une mise à jour du projet de réfection à la Commission en février 2019. La remise à neuf de la tranche 2 se déroulait conformément au calendrier et au budget prévus. Juste après la fin de la période de référence, OPG a terminé le remplissage du système du modérateur (mai 2019).

La CCSN a imposé des « points d’arrêt réglementaires » pour le projet – le premier étant avant le chargement du combustible. Un protocole OPG-CCSN pour la levée des points d’arrêt réglementaires liés à la remise à neuf de la tranche 2 de Darlington a été élaboré et révisé en décembre 2017. OPG doit fournir un document d’assurance de l’achèvement pour chaque point d’arrêt.

OPG prévoit terminer la planification de la remise à neuf de la tranche 3 avant la fin de 2019 et commencer les travaux de réfection au cours du premier trimestre de 2020.

Prolongation de la durée de l’exploitation de la centrale de Pickering

L’exploitation des tranches 1 à 4 (auparavant appelées centrale de Pickering-A) de la centrale nucléaire de Pickering a débuté en 1971. Après les travaux de réfection, les tranches 1 et 4 ont été remises en service en 2005 et 2003, respectivement. En 2005, se fondant sur une évaluation de la situation économique, OPG a décidé de ne pas remettre les tranches 2 et 3 en service. En 2010, ces tranches ont été placées dans un état de stockage sûr, ce qui signifie qu’il a fallu effectuer le déchargement du combustible et drainer l’eau lourde du réacteur, isoler les tranches des parties fonctionnelles de la centrale (soit le confinement) et les placer dans un état qui prévient le démarrage du réacteur. Certains systèmes des tranches 2 et 3 qui sont nécessaires au bon fonctionnement de toutes les tranches vont demeurer en service pour appuyer l’exploitation des tranches 1 et 4. Les tranches 2 et 3 seront maintenues dans un état de stockage sûr jusqu’à ce qu’on mette fin à l’exploitation de la centrale nucléaire en prévision de son déclassement éventuel.

L’exploitation des tranches 5 à 8 (auparavant appelées centrale de Pickering-B) de la centrale nucléaire de Pickering a débuté en 1983. Un EIS approfondi a été effectué en 2010 afin d’évaluer les différentes options pour les maintenir en service à long terme. En 2010, OPG a décidé que l’option visant à prolonger la durée de vie de manière progressive était préférable à la mise à l’arrêt ou à la remise à neuf des tranches 5 à 8. La décision de ne pas procéder à leur réfection était fondée sur des considérations économiques, telles que la capacité des tranches, plutôt que des inquiétudes sur le plan de la sûreté.

En 2010, OPG a élaboré un plan de poursuite de l’exploitation (PPE) afin de documenter les mesures relatives au fondement technique requises pour justifier la prolongation de la durée de vie de manière progressive des tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering jusqu’à la fin de 2020. Les tranches 1 et 4 n’avaient pas besoin d’un PPE puisqu’elles avaient récemment été remises à neuf. En 2011, OPG a élaboré un plan d’exploitation durable (PED) pour toutes les tranches en exploitation de la centrale de Pickering (1, 4 et 5 à 8) qui comprend des plans stratégiques tenant compte des obstacles particuliers liés à l’approche de la fin de la période d’exploitation commerciale, qui était prévue au départ pour 2020. Le PED décrit les dispositions et les activités requises pour démontrer que l’exploitation sûre et fiable de la centrale de Pickering sera maintenue et soutenue au cours de la période d’exploitation, jusqu’à ce que toutes les tranches soient mises en état d’arrêt de façon définitive.

En ce qui concerne le permis d’exploitation précédent de la centrale de Pickering (d’août 2013 à août 2018), la Commission a approuvé l’exploitation des tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering au-delà de la durée de vie nominale des tubes de force (correspondant à 210 000 heures équivalentes pleine puissance ou HEPP), en se fondant sur la démonstration continue de l’aptitude fonctionnelle et jusqu’à concurrence de 247 000 HEPP. Certaines des activités requises pour démontrer l’aptitude fonctionnelle des tubes de force ont été documentées et suivies dans le PPE. Une limitation semblable n’était pas nécessaire pour les tubes de force des tranches 1 et 4, qui avaient été soumis à moins de 15 années de service à ce moment-là.

D’autres études, y compris des évaluations techniques et économiques, ont suggéré qu’il y avait intérêt à poursuivre les travaux en vue de prolonger l’exploitation des tranches de Pickering. En 2015, l’analyse de rentabilisation soutenant la prolongation de l’exploitation a été approuvée pour la poursuite de l’exploitation de Pickering jusqu’en 2024. Ensuite, en janvier 2016, la province de l’Ontario a annoncé son appui aux plans d’OPG visant à exploiter la centrale jusqu’en 2024, moyennant la réalisation des évaluations nécessaires et l’obtention des approbations réglementaires.

En mai 2016, OPG a émis à la CCSN un avis d’intention concernant le renouvellement du permis d’exploitation de Pickering pour une période de dix ans, soit du 1^er septembre 2018 au 31 août 2028. En août 2017, OPG a présenté une demande détaillée de renouvellement de permis pour appuyer l’exploitation commerciale continue de toutes les tranches de Pickering jusqu’au 31 décembre 2024, suivie d’une transition vers l’état de stockage sûr pour 2028. OPG a également demandé à la CCSN l’autorisation d’exploiter les tubes de force des tranches 5 à 8 de Pickering jusqu’à un maximum de 295 000 HEPP. La demande de permis était appuyée par un BPS exhaustif qui évaluait toutes les tranches de Pickering et utilisait le PPE déjà élaboré comme point de départ. Le BPS a conclu qu’OPG disposait de programmes et de processus efficaces pour assurer une exploitation sûre et continue jusqu’en 2024. Dans le cadre du PIMO connexe, OPG s’est engagée à apporter des améliorations, que la CCSN a acceptées par la suite. De plus, OPG était tenue d’élaborer et de soumettre un PED cinq ans avant l’arrêt de toute tranche et un plan d’activités de stabilisation (PAS) trois ans avant l’arrêt de toute tranche. Ces rapports doivent être mis à jour et soumis à l’examen de la CCSN sur une base annuelle, suivant leur présentation initiale. Le PED et le PAS visent à documenter les plans d’OPG en matière d’exploitation sûre menant à la fin de l’exploitation commerciale de la centrale nucléaire et à la transition vers l’état de stockage sûr.

En août 2018, la Commission a renouvelé le permis d’exploitation de Pickering jusqu’au 31 août 2028. La Commission a également autorisé OPG à exploiter les tubes de force des tranches 5 à 8 de Pickering jusqu’à un maximum de 295 000 HEPP. La Commission a demandé à OPG d’informer la CCSN avant le 31 décembre 2022 de son intention d’exploiter toute tranche au‑delà de 2024. Comme l’exploitation après 2024 constituerait un changement au fondement d’autorisation, la Commission a noté qu’OPG devrait demander l’autorisation de la Commission dans le cadre d’une audience publique distincte.

En mai 2019, OPG avait terminé environ la moitié des mesures du PIMO auxquelles elle s’était engagée dans le cadre du renouvellement de permis, et toutes les mesures restantes sont en voie d’achèvement selon le calendrier prévu.

D.3 Transition vers le déclassement de Gentilly-2

En décembre 2014, Hydro-Québec a terminé les travaux de stabilisation de l’exploitation et les activités visant à assurer la transition de Gentilly-2 vers l’état de stockage sûr. Au cours de la période de référence, Gentilly-2 était en phase de dormance et de transfert de combustible, qui durera de 2015 à 2020. Les activités consistaient à achever le transfert du combustible usé de la piscine de stockage du combustible usé vers l’installation de stockage à sec sur le site sécurisé de la centrale nucléaire. Deux unités de stockage supplémentaires ont été construites pour stocker tout le combustible usé actuellement dans la piscine. Les autres principales activités prévues pour cette phase sont l’établissement d’un programme d’entretien préventif, la gestion du vieillissement des structures, des systèmes et des composants (SSC) et la surveillance environnementale. Hydro-Québec prévoit placer tout le combustible en stockage à sec d’ici 2020 et procéder au démantèlement de la centrale nucléaire entre 2059 et 2064, avec la remise en état du site achevée d’ici 2066.

D.4 Faits nouveaux concernant les nouvelles centrales nucléaires

Les mesures particulières prises par la CCSN et les titulaires de permis de centrale nucléaire à l’égard des projets de construction de nouvelles centrales nucléaires sont présentées à l’alinéa 7.2(i)c) et au paragraphe 17(ii).

Nouveau projet nucléaire de Darlington

OPG a présenté en 2006 une demande de permis de préparation de l’emplacement pour la construction future de centrales nucléaires à l’intérieur du périmètre actuel du site de Darlington. Par la suite, en 2009, dans le cadre du processus d’évaluation environnementale (EE), OPG a soumis un énoncé des incidences environnementales accompagné de documents justificatifs pour demander un permis de préparation de l’emplacement. Une commission d’examen conjoint (CEC) a été nommée pour étudier l’EE et la demande de permis de préparation de l’emplacement pour le nouveau projet nucléaire de Darlington. En 2011, la CEC a conclu que le projet n’était pas susceptible d’entraîner des effets négatifs importants sur l’environnement, pourvu que des mesures d’atténuation soient en place, et qu’OPG était compétente pour exécuter les activités de préparation de l’emplacement visées dans la demande.

En août 2012, la CEC (en tant que formation de la Commission) a délivré à OPG un permis de préparation de l’emplacement pour le nouveau projet nucléaire de Darlington.

En 2013, invoquant la faible croissance de la demande d’électricité dans la province de l’Ontario, le gouvernement de l’Ontario a ordonné à OPG de reporter la construction de nouveaux réacteurs nucléaires à Darlington; toutefois, il a demandé à OPG de maintenir son permis pour préparer l’emplacement du projet nucléaire de Darlington. Au cours de la période de référence, OPG a poursuivi plusieurs activités à long délai de livraison afin de s’acquitter de ses engagements pris lors des processus d’EE et de délivrance de permis, notamment :

• la surveillance de l’hirondelle de rivage et l’atténuation des effets;
• le choix de l’emplacement des structures de la prise d’eau et du diffuseur;
• l’appui aux activités de la CCSN visant à mobiliser les parties intéressées afin d’élaborer une politique de gestion du territoire autour des centrales nucléaires.

OPG a préparé un rapport de mi-parcours pour le permis de préparation de l’emplacement visant le nouveau projet nucléaire de Darlington, comme demandé par la CEC, et l’a présenté lors d’une réunion publique de la Commission, qui a eu lieu le 13 décembre 2018. OPG a avisé la CCSN de son intention de renouveler son permis de préparation de l’emplacement, qui expire en août 2022. OPG mène actuellement des activités à l’appui de sa demande.

Initiatives sur les PRM

Au cours de la période de référence, des intérêts canadiens ont participé à divers efforts visant à élaborer et à concevoir des PRM. Les concepts varient considérablement en taille, en caractéristiques de conception et en types de refroidissement et pourraient être implantés sur des sites très différents des projets antérieurs de centrales nucléaires (p. ex., dans de petites collectivités isolées). En plus d’avoir le potentiel de desservir différents marchés de l’électricité et d’améliorer la stabilité du réseau, les PRM pourraient avoir des utilisations autres que la production d’électricité, comme la production d’hydrogène, le dessalement et le chauffage industriel ou urbain.

Au cours de la période de référence, un certain nombre de concepteurs de technologies et de promoteurs potentiels ont continué de manifester leur intérêt à l’égard du déploiement possible de PRM au Canada. En 2018, Ressources naturelles Canada a lancé le processus de la Feuille de route pour les PRM afin de mobiliser les parties intéressées et de mieux comprendre leurs opinions sur les priorités et les défis liés au développement et au déploiement possibles de PRM au Canada. Sur une période de dix mois, les provinces, les territoires et les services publics d’électricité intéressés ont mené un processus de mobilisation auprès de l’industrie et des utilisateurs finaux potentiels, notamment les communautés autochtones et nordiques et l’industrie lourde. Le rapport de la Feuille de route pour les PRM, dirigé par les parties intéressées, a été publié en novembre 2018 et peut être consulté à l’adresse https://feuillederouteprm.ca/.

Les travaux de la Feuille de route visaient trois principaux champs d’application des PRM :

• production d’électricité par réseau, en particulier dans les provinces qui abandonnent progressivement le charbon dans un avenir proche;
  • les services publics veulent remplacer les centrales au charbon en fin de vie par des centrales à charges de base non émettrices de taille similaire,
  • les PRM de taille supérieure sont susceptibles de satisfaire cette application,
• production combinée de chaleur et d’électricité par réseau et hors réseau pour l’industrie lourde;
  • les exploitants des sables bitumineux et les mines éloignées bénéficieraient d’options à moyen terme pour la production de chaleur et d’électricité en bloc qui seraient plus fiables et plus propres que leurs sources d’énergie actuelles,
  • les petits ou moyens PRM sont susceptibles de répondre à ce besoin,
• énergie hors réseau, chauffage centralisé et dessalement dans les collectivités éloignées;
  • ces collectivités dépendent actuellement presque exclusivement du carburant diesel qui présente diverses limites (p. ex. coût, émissions),
  • de très petits PRM pourraient répondre à ces besoins.

Le rapport a été publié le 7 novembre 2018 avec 53 recommandations formulées à l’intention de tous les facilitateurs clés.

Afin de maintenir un degré élevé d’indépendance réglementaire par rapport aux discussions du secteur industriel, la participation de la CCSN à l’initiative de la Feuille de route pour les PRM s’est limitée à l’observation des discussions et à la fourniture de précisions sur les sujets et les enjeux de nature réglementaire.

Bien que le gouvernement du Canada ne participe pas directement au développement de la technologie de PRM, il peut fournir des fonds. Notamment, le Fonds pour l’innovation stratégique a récemment été augmenté afin de consentir 800 millions de dollars supplémentaires sur cinq ans pour appuyer l’innovation, ce qui pourrait inclure les PRM, si les critères sont respectés.

Le 20 mars 2019, Global First Power a présenté une demande de permis pour préparer l’emplacement d’un PRM sur la propriété d’EACL aux Laboratoires de Chalk River. Le processus d’autorisation de la CCSN a commencé par un examen pour déterminer si la demande et de la description du projet étaient adéquates. Lorsque la description du projet sera jugée complète, si tel est le cas, l’étape suivante consisterait à émettre un avis de lancement. La description du projet serait alors mise à la disposition du public pour commentaires dans le cadre du processus d’EE.

Conformément à la Feuille de route pour les PRM, les titulaires de permis de centrale nucléaire étudient également la possibilité de déployer des PRM. Bruce Power et OPG ont conclu des accords et des protocoles d’entente avec plusieurs fournisseurs de PRM et d’autres partenaires en vue d’étudier la possibilité de déployer des PRM au Canada.

Le gouvernement du Nouveau-Brunswick a conclu des ententes avec ARC Nuclear et Moltex Energy, qui investiront chacun 5 millions de dollars, auxquels s’ajoutera un financement égal de la province, pour faire avancer la conception, la R-D et la phase 1 de l’examen de la conception des fournisseurs par la CCSN pour leurs PRM (l’article 18 décrit les examens de la conception des fournisseurs). Le travail comprend également une évaluation de la faisabilité de l’établissement d’une chaîne d’approvisionnement au Nouveau-Brunswick. Si ce projet se concrétise, cela pourrait éventuellement mener à une démonstration commerciale sur le site de Point Lepreau.

À la fin de la période de référence, Bruce Power, Énergie NB et OPG ne s’étaient pas engagées à réaliser de projet. Toutefois, elles poursuivront les études de faisabilité et les analyses de rentabilisation au cours de la prochaine période de référence.

Le COG a mis en place deux mécanismes permettant aux membres de l’industrie d’élaborer des positions techniques communes pour appuyer le déploiement de PRM entre des fournisseurs et des partenaires dans le développement des PRM. Le premier de ces mécanismes est le forum sur les technologies de PRM, qui permet aux membres de l’industrie de collaborer dans des domaines d’intérêt communs; le second est le programme des fournisseurs participants de PRM, qui permet aux fournisseurs de partager leurs perspectives et les leçons apprises.

E. Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

La Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) a été adoptée par les Parties contractantes à la CSN lors de la conférence diplomatique organisée à Vienne le 9 février 2015. La déclaration présente les trois principes suivants relatifs à la mise en œuvre de l’objectif de la CSN (prévenir les accidents et atténuer les conséquences radiologiques) :

Principe (1)

Les nouvelles centrales nucléaires doivent être conçues, implantées et construites conformément à l’objectif de prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation et, en cas d’accident, d’atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et d’empêcher les rejets précoces de matières radioactives et les rejets de matières radioactives d’une ampleur telle que des mesures et des actions protectrices à long terme sont nécessaires.

Principe (2)

Des évaluations complètes et systématiques de la sûreté doivent être effectuées périodiquement et régulièrement tout au long de la vie utile des installations existantes afin de répertorier les améliorations à la sûreté destinées à atteindre l’objectif susmentionné. Les améliorations à la sûreté raisonnablement possibles ou faisables doivent être mises en œuvre en temps utile.

Principe (3)

Les prescriptions et règlements nationaux devant permettre d’atteindre cet objectif tout au long de la vie utile des centrales nucléaires doivent tenir compte des normes de sûreté pertinentes de l’AIEA et, selon qu’il convient, d’autres bonnes pratiques répertoriées notamment lors des réunions d’examen de la CSN.

Les détails sur la façon dont le Canada a rempli ses obligations aux termes de la DVSN se trouvent dans les articles ou alinéas suivants du présent rapport :

Section du Rapport	Principe de la DVSN
alinéa 7.2(i)c)	Principe (3)
alinéa 14(i)f)	Principe (2)
Article 17	Principe (1)
Article 18	Principes (1) et (2)
paragraphe 19(iv)	Principe (2)

Chapitre II – Résumé

État de la conformité aux articles de la Convention

L’article 5 de la Convention exige de chaque partie contractante qu’elle produise un rapport sur les mesures prises pour s’acquitter de chacune de ses obligations. Ce rapport fait état des mesures adoptées par le Canada aux termes des articles 6 à 19 de la Convention. Les autres obligations liées à la Convention sont mises en œuvre au moyen d’activités administratives et en participant aux forums pertinents.

Au cours de la période de référence, les mesures mises en place pour que le Canada puisse remplir ses obligations ont été maintenues et, dans plusieurs cas, améliorées. Mises en œuvre par l’organisme de réglementation et les parties intéressées du secteur, ces mesures sont axées sur la sûreté nucléaire, la santé et la sécurité des personnes ainsi que la protection de l’environnement.

Conclusions générales

Le Canada compte 19 réacteurs nucléaires de puissance en exploitation et trois réacteurs à l’état de stockage sûr; tous ces réacteurs sont du type CANDU et se situent sur cinq sites différents. De ce nombre, quatre sites ont un permis d’exploitation de la CCSN : Bruce, Darlington, Pickering et Point Lepreau. Le cinquième site, celui de Gentilly-2, est à l’arrêt et possède un permis de déclassement de la CCSN. Hydro-Québec a achevé le passage à l’état de stockage sûr au cours de la période de référence et va procéder au déclassement de la centrale nucléaire. OPG a commencé, en 2016, les travaux de réfection des quatre réacteurs de Darlington et entend prolonger l’exploitation des six réacteurs toujours en exploitation à la centrale de Pickering au‑delà de 2020. Bruce Power envisage de remettre à neuf six des huit réacteurs sur le site de Bruce, à partir de 2020.

Au Canada, les activités de nature nucléaire menées aux centrales nucléaires sont régies par des textes de loi modernes et robustes, dotés de pouvoirs bien définis et appropriés, de façon à s’assurer que les centrales nucléaires continuent d’être exploitées de manière sûre. Des règlements et d’autres outils de réglementation élaborés en consultation avec les parties intéressées complètent les textes de loi. L’organisme de réglementation de l’énergie nucléaire au Canada, la CCSN, est pleinement développé et bien établi. Un programme de délivrance de permis est en vigueur afin de contrôler les activités liées aux centrales nucléaires de façon à maintenir à un niveau raisonnable les risques pour la santé et la sécurité des personnes, l’environnement et la sécurité nationale. La CCSN fait appel à un programme de conformité exhaustif pour s’assurer que les titulaires de permis se conforment au cadre de réglementation et pour surveiller le rendement en matière de sûreté de leurs centrales nucléaires. Les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada s’acquittent de leurs responsabilités en matière de sûreté et en font leur priorité à tous les niveaux de leurs organisations. De nombreuses dispositions mises en place contribuent à l’exploitation sûre des centrales nucléaires au Canada. La CCSN et les titulaires de permis ont pris un engagement solide à l’égard de la sûreté nucléaire et sont à la recherche d’améliorations continues.

Rendement global en matière de sûreté

Depuis plusieurs dizaines d’années, le secteur nucléaire canadien possède un excellent bilan en matière de sûreté. Toute question de sûreté qui survient est traitée par les titulaires de permis de façon à maintenir le risque à leurs centrales à un niveau raisonnable. Les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada ont également collaboré à plusieurs projets visant à résoudre les questions de sûreté et à diffuser l’information. Par exemple, Bruce Power et OPG ont collaboré en vue de s’assurer que les fournisseurs de l’industrie sont en mesure d’exécuter la complexité du travail aux deux centrales.

Aucun des événements d’exploitation importants pour la sûreté survenus aux centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence ne présentait un risque important pour les personnes ou l’environnement. Par exemple, aucune défaillance grave d’un système fonctionnel n’a eu lieu aux centrales nucléaires au cours de la période de référence. En outre, les mesures prises par les titulaires de permis en réponse à ces événements ont permis de corriger toutes les lacunes et d’empêcher qu’elles se reproduisent.

Au cours de la période de référence, tous les titulaires de permis de centrale nucléaire se sont acquittés de leurs responsabilités fondamentales en matière de sûreté et des obligations qui leur reviennent en vertu de la réglementation. Dans toutes les centrales nucléaires, les doses maximales reçues par les travailleurs étaient bien en deçà des limites de dose annuelles. De plus, les rejets radioactifs des centrales nucléaires canadiennes ont été très faibles, inférieurs à 1 % des limites de rejet dérivées. Les analyses de la sûreté effectuées par les titulaires de permis, telles que décrites dans les rapports d’analyse de la sûreté, ont démontré que les marges de sûreté étaient acceptables à toutes les centrales nucléaires canadiennes. La défense en profondeur est également demeurée à un niveau adéquat à toutes les centrales nucléaires en exploitation au cours de la période de référence.

Améliorations apportées au cadre de réglementation

Au cours de la période de référence, la CCSN a continué d’apporter des améliorations au cadre de réglementation – dont aux différents documents d’application de la réglementation se rapportant aux centrales existantes et aux projets de construction de nouvelles centrales nucléaires, y compris les technologies émergentes de petits réacteurs modulaires – et de l’harmoniser avec les normes internationales (tout au moins). Ces changements ont été incorporés au cadre de réglementation au moyen d’une approche qui tient compte du risque, en mettant l’accent sur des objectifs de sûreté fondamentaux neutres sur le plan technologique. On a profité des renouvellements de permis de centrale nucléaire (qui ont lieu approximativement tous les dix ans) pour ajouter de nouvelles normes et exigences, y compris des dispositions prévoyant leur mise en œuvre sur une période prédéterminée.

La CCSN a révisé le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur la radioprotection.

Avec la publication du document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté de la CCSN en 2015 et sa mise en œuvre dans le fondement d’autorisation des centrales nucléaires canadiennes, les titulaires de permis réalisent maintenant des bilans périodiques de la sûreté (BPS) pour les renouvellements de permis.

La CCSN a publié un certain nombre de nouveaux documents d’application de la réglementation qui éclaircissent davantage les exigences relatives aux nouveaux projets de centrales nucléaires, notamment :

• le REGDOC‑1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs et le REGDOC‑1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire
• traitant de la culture de sûreté et de la performance humaine : le REGDOC‑2.1.2, Culture de sûreté, le REGDOC-2.2.1, Facteurs humains, une série de tomes du REGDOC‑2.2.4 portant sur l’aptitude au travail, et le REGDOC‑2.2.5, Effectif minimal
• le REGDOC-2.5.1, Considérations générales liées à la conception : facteurs humains

Dans l’élaboration de ces documents, on a tenu compte, autant que possible, de l’application des exigences et de l’orientation à divers types et tailles de projets, y compris les projets de PRM. Des dispositions permettent au promoteur ou au demandeur d’un projet de proposer une façon de satisfaire aux attentes de la CCSN conformément à une approche graduelle, tout en respectant les objectifs de sûreté énoncés dans les documents d’application de la réglementation. Cet aspect est décrit plus en détail dans le REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation, de la CCSN.

La CCSN améliore également l’orientation relative aux demandes de permis de construction et élabore actuellement de l’orientation supplémentaire pour les guides de présentation d’une demande de permis qui peut être appliquée aux projets de PRM dans le REGDOC-1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires.

Délivrance de permis et conformité

Les permis de centrales nucléaires sont relativement semblables et assortis d’exigences générales pour la plupart, bien qu’ils contiennent des conditions de permis précises et détaillées au besoin. La CCSN accompagne chaque permis d’un manuel des conditions de permis (MCP) plus détaillé, qui décrit les exigences et les attentes relatives à la centrale nucléaire et fournit une liste complète des codes, des normes et des documents d’application de la réglementation qui font partie de son fondement d’autorisation. La CCSN a en place un programme exhaustif visant à assurer la conformité au fondement d’autorisation (décrit dans le MCP) et à surveiller le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires. La CCSN a continué d’apporter des améliorations à son programme de vérification de la conformité des centrales nucléaires en exploitation. Pour ce faire, elle a élaboré et mis à jour des guides d’inspection et établi les éléments du programme de vérification de la conformité afin de surveiller les différentes étapes du processus de délivrance de permis pour de nouvelles centrales nucléaires. Au cours de la période de référence, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont continué de démontrer qu’ils se conformaient à la grande majorité des exigences et, lorsque des cas de non-conformité étaient relevés (généralement de nature mineure), ils ont pris des mesures efficaces et opportunes pour les corriger.

Évaluations et examens par des pairs

Les résultats du programme de vérification de la conformité orientent les activités de suivi de la CCSN et éclairent la planification du programme de réglementation. Ils servent également à déterminer les cotes d’évaluation des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN pour chaque titulaire de permis; ces cotes sont documentées et présentées à la Commission chaque année dans un rapport de surveillance réglementaire. Au cours de la période de référence, les cotes attribuées par la CCSN au rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires, pour chacun des 14 domaines de sûreté et de réglementation qu’elle évalue, ont confirmé que ce rendement respectait ou dépassait les exigences et attentes de la CCSN pour toutes ces centrales. Les cotes de rendement globales attribuées en 2016, 2017 et 2018 étaient soit « Entièrement satisfaisant », soit « Satisfaisant » pour toutes les centrales nucléaires.

Le Canada a accueilli une première mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’AIEA en 2009 et un examen de suivi en 2011. La prochaine mission du SEIR est prévue pour septembre 2019. En février 2017, Santé Canada a invité l’AIEA à organiser une mission EPREV au Canada, axée sur l’état de préparation aux situations d’urgence des installations de catégorie I. L’AIEA a accepté cette invitation en mars 2018. La mission EPREV au Canada se déroulera en juin 2019 et comprendra tout un éventail de parties intéressées fédérales, provinciales et municipales dans les domaines de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence, ainsi que les exploitants de centrales nucléaires.

Enjeux et suggestions pour le Canada issus des réunions d’examen précédentes

Lors de la septième réunion d’examen, le Groupe de pays n^o 3 a conclu que deux des enjeux soulevés pour le Canada lors de la sixième réunion d’examen demeuraient ouverts. Le Groupe de pays n^o 3 a également relevé trois nouveaux enjeux et une suggestion pour le Canada. Les sections qui suivent décrivent les faits saillants des activités entreprises au cours de la période de référence en réponse à ces enjeux et suggestions.

Enjeu 6RE E-5 découlant de la CSN : Mettre à jour les lignes directrices opérationnelles pour l’intervention d’urgence et les mesures de protection pour le public pendant et après des événements nucléaires et radiologiques graves

Au cours de la période de référence, Santé Canada a publié la version actualisée des Lignes directrices canadiennes relatives aux mesures de protection en situation d’urgence, qui abordent les mesures de protection et les niveaux d’intervention à l’égard du public, y compris l’évacuation, la mise à l’abri, le blocage thyroïdien et la consommation d’eau et de nourriture. Voir l’alinéa 16.1a) pour plus de détails. Les activités prévues pour répondre à l’enjeu 6RE E-5 sont terminées. Le Canada recommande de clore cet enjeu.

Enjeu 6RE E-3 découlant de la CSN : Établir des lignes directrices pour le retour des personnes évacuées à la suite d’un accident et en confirmer son acceptabilité publique

Au cours de la période de référence, la CCSN a participé à un certain nombre d’initiatives visant la phase de rétablissement, dont le programme Modélisation et données pour l’évaluation de l’impact radiologique de l’AIEA. La CCSN a sollicité les commentaires du public sur le projet de document REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, tome II, qui traite des pratiques exemplaires en matière de préparation au rétablissement et fournit des exemples de ces pratiques. Les mesures de rétablissement ont également été mises à l’essai lors d’un exercice d’urgence, le Défi Synergy à Point Lepreau, qui comprenait une journée complète pour tester la mise en œuvre des mesures de rétablissement préliminaires. L’alinéa 16.1a) comprend plus de détails à ce sujet.

Les activités prévues pour aborder l’enjeu 6RE E-3 se poursuivront au cours de la prochaine période de référence. Le Canada recommande que cet enjeu demeure ouvert.

Enjeu 7RE E-1 découlant de la CSN : Publier les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur la radioprotection pour donner suite aux leçons tirées de Fukushima

En 2017, des modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur la radioprotection sont entrées en vigueur pour tenir compte des leçons retenues de Fukushima. Voir l’alinéa 7.2(i)a) pour obtenir plus de renseignements à ce sujet. Les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 7RE E-1 sont terminées. Le Canada recommande de clore cet enjeu.

Enjeu 7RE E-2 découlant de la CSN : Terminer la transition vers le cadre de réglementation amélioré (documents d’application de la réglementation de la CCSN)

Au cours de la période de référence, la CCSN a continué d’améliorer le cadre de réglementation en y intégrant divers documents d’application de la réglementation qui ont trait aux centrales nucléaires existantes et aux nouveaux projets de construction, notamment les nouvelles technologies de petits réacteurs modulaires (PRM), et d’harmoniser le cadre avec les normes internationales. La transition vers le cadre de réglementation amélioré est en grande partie terminée – les révisions restantes du cadre sont prévues d’ici 2020 – et un processus solide existe déjà pour l’examen, la révision et l’élaboration continus des documents d’application de la réglementation. Voir l’alinéa 7.2(i)b) pour plus de détails. Le Canada recommande de clore cet enjeu.

Enjeu 7RE E-3 découlant de la CSN : Officialiser l’approche prévue pour la fin de l’exploitation des centrales nucléaires à tranches multiples

La CCSN a élaboré un processus de réglementation pour la transition d’une centrale nucléaire de l’état d’exploitation vers l’état final de déclassement, soit le document G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, qui sera mis à jour en fonction des leçons tirées des centrales nucléaires qui arrivent en fin de vie et qui sont en cours de déclassement, et mettra l’accent sur les centrales nucléaires à tranches multiples. Le parc de centrales nucléaires à tranches multiples du Canada fait actuellement l’objet d’activités de remise à neuf ou de prolongation de la durée de vie utile, ce qui a retardé la nécessité de cette initiative. Voir l’alinéa 7.2(ii)e) pour plus de détails. Les activités prévues pour aborder l’enjeu 7RE E-3 se poursuivront au cours de la prochaine période de référence. Le Canada recommande que cet enjeu demeure ouvert.

Suggestion 7RE S-1 découlant de la CSN : Le Canada devrait aborder toutes les questions de sûreté de catégorie 3 relatives aux CANDU mentionnées dans le 7^e rapport national et présenter un rapport à ce sujet lors de la 8^e réunion d’examen

À la fin de 2017, il restait quatre questions de sûreté relatives aux CANDU (QSC) de catégorie 3, dont trois étaient liées à un accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB).

AA9

Analyse du coefficient de réactivité cavitaire (catégorie 3)

PF9

Comportement du combustible lors de transitoires à haute température (catégorie 3)

PF10

Comportement du combustible lors de transitoires de pointe de puissance (catégorie 3)

Le secteur continue d’élaborer la méthodologie de l’approche analytique composite (AAC) afin de traiter les QSC liées aux APRPGB. Grâce à une entente à l’échelle du secteur, Bruce Power mène les travaux dans l’application de la méthodologie de l’AAC.

La quatrième QSC de catégorie 3, IH6, porte sur l’évaluation systématique des effets de la rupture d’une conduite à haute énergie à l’intérieur du confinement. Elle ne s’applique qu’aux centrales de Pickering et de Point Lepreau. La CCSN a reclassé la question IH6 de la catégorie 3 à la catégorie 2 pour les tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering en juin 2018 et pour Point Lepreau en janvier 2019.

L’alinéa 14(i)e) fournit plus de renseignements à ce sujet.

Les activités prévues pour donner suite à la suggestion 7RE S-1 sont terminées, mais les travaux se poursuivront au cours de la prochaine période de référence pour traiter les trois autres QSC de catégorie 3. Le Canada recommande de clore cette suggestion.

Préparatifs en vue d’un éventuel déploiement de petits réacteurs modulaires

Au cours de la période de référence, le Canada a poursuivi ses travaux préparatoires concernant le déploiement éventuel de petits réacteurs modulaires (PRM) et a accéléré les efforts sur certains fronts.

• Le Canada a élaboré une « feuille de route » en matière de politique.
• Le Canada a continué de peaufiner son approche de réglementation pour qu’elle convienne aux PRM, notamment en formulant de l’orientation supplémentaire, en examinant les processus réglementaires et en ajustant la capacité réglementaire.
• À la fin de la période de référence, la CCSN a reçu une demande de permis de Global First Power pour la préparation de l’emplacement d’un PRM aux Laboratoires de Chalk River.

Résumé des mesures prises pour tenir compte de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

La Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) de 2015 a été adoptée par les Parties contractantes à la Convention. Elle présente trois principes relatifs à la mise en œuvre de l’objectif de la Convention qui est de prévenir les accidents et d’atténuer les conséquences radiologiques.

Le Canada a démontré qu’il se conformait aux principes de la DVSN au moyen des activités menées par la CCSN et les titulaires de permis dans tous les aspects liés à l’exploitation des centrales nucléaires (des détails supplémentaires sont fournis dans le septième rapport du Canada). En particulier, les principes de la DVSN ont été suivis en recourant aux moyens suivants.

Principes (1) et (3)

• Le cadre de réglementation canadien a été harmonisé avec les normes de sûreté de l’AIEA, qui elles-mêmes ont démontré qu’elles respectaient les principes de la DVSN. Des révisions ont été apportées aux normes, aux documents d’application de la réglementation et aux règlements canadiens en réponse aux leçons tirées de l’accident de Fukushima et d’autre expérience d’exploitation. L’article 7 présente plus de renseignements à ce sujet. Ceci satisfait au principe (3) de la DVSN. Des processus sont en place pour appliquer le cadre de réglementation à toutes les nouvelles centrales nucléaires qui pourraient être implantées, construites et exploitées. Cela satisfait au Principe (1) de la DVSN; les détails sont fournis à l’article 18.

Principe (2)

• La conception des centrales nucléaires canadiennes actuelles, qui sont toutes de type CANDU, comprend des caractéristiques qui permettent de prévenir les accidents et d’atténuer les répercussions d’un accident. De plus, les mesures prises par la CCSN et les titulaires de permis ont renforcé la défense en profondeur et amélioré les interventions en cas d’urgence (des détails sont fournis à l’article 16 et au paragraphe 19(iv)). Les nouveaux réacteurs respecteraient les exigences les plus récentes concernant le choix de l’emplacement, la conception et la construction. Voir le paragraphe 18(i) pour obtenir plus de renseignements.
• Les titulaires de permis ont mis en œuvre des versions actualisées des analyses de la sûreté et des rapports d’analyse de la sûreté, conformément aux exigences énoncées dans les documents d’application de la réglementation de la CCSN qui ont été révisés. Les titulaires de permis atteignent également les objectifs de sûreté liés aux études probabilistes de sûreté (EPS). Les alinéas 14(i)b) et 14(i)c), respectivement, fournissent plus de détails à ce sujet. La vérification des activités d’analyse, de surveillance, de mise à l’essai et d’inspection a montré que les centrales nucléaires canadiennes satisfont aux exigences de conception et de sûreté ainsi qu’aux limites et conditions d’exploitation nécessaires pour respecter les principes de la DVSN. Enfin, compte tenu du vieillissement du parc de réacteurs du Canada, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont établi et mis en œuvre des programmes de gestion du vieillissement rigoureux visant à prévenir les accidents et, en cas d’accident, à atténuer les rejets éventuels de radionucléides (voir l’alinéa 14(ii)b) pour plus de détails).
• Les examens intégrés de la sûreté visant la remise à neuf de certaines centrales nucléaires ont été achevés. La CCSN a ajouté la réalisation de BPS pour les permis d’exploitation d’une durée de 10 ans, ce qui permettra d’améliorer l’adoption systématique d’améliorations en matière de sûreté aux centrales nucléaires au fur et à mesure de l’évolution des exigences (voir l’article 7 pour plus de renseignements).

Autres améliorations à la sûreté au cours de la période de référence

En plus de donner suite aux enjeux et à la suggestion toujours en vigueur depuis la réunion d’examen précédente, le Canada a apporté beaucoup d’autres améliorations à la sûreté des centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence, y compris :

• la réfection de Darlington et son plan intégré de mise en œuvre (PIMO);
• la mise à jour de l’EPS pour l’exploitation prolongée de Pickering et son PIMO;
• l’achèvement de l’EPS pour Bruce-A et Bruce-B et la gestion des biens;
• des améliorations continues aux analyses déterministes de la sûreté;
• l’achèvement d’EPS de portée globale pour toutes les centrales nucléaires en exploitation et l’élaboration d’une méthode d’EPS pour l’ensemble d’un site;
• les travaux de préparation en vue du déclassement de Gentilly-2;
• l’installation d’un système de chauffage, ventilation et conditionnement d’air et de filtration portatif pour la salle de commande auxiliaire à Point Lepreau.

On trouvera à l’annexe 18(i) la liste détaillée des modifications apportées aux centrales de Darlington, de Pickering, de Bruce-A, de Bruce-B et de Point Lepreau pour atténuer les accidents hors dimensionnement et les accidents graves.

Activités prévues pour améliorer la sûreté

La CCSN et les titulaires de permis de centrale nucléaire prévoient poursuivre les initiatives et les améliorations en matière de sûreté décrites précédemment et entreprendre d’autres activités visant à renforcer davantage la sûreté. Les améliorations prévues au cours de la prochaine période de référence comprennent :

• le remplacement des composants majeurs (canaux de combustible, conduites d’alimentation et générateurs de vapeur) à la tranche 6 de Bruce;
• l’installation d’un système passif de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement à Bruce-A et Bruce-B;
• la réfection des tranches 1 et 3 : remplacement des canaux de combustible et des conduites d’alimentation;
• la mise en œuvre de l’EPS visant plusieurs tranches à Darlington;
• l’installation d’un système de refroidissement d’urgence auxiliaire à Darlington.

Chapitre III – Respect de la Convention

Partie A Généralités

La partie A du chapitre III comprend seulement l’article 6 – Installations nucléaires existantes.

Article 6 – Installations nucléaires existantes

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que la sûreté des installations nucléaires qui existent au moment où la présente Convention entre en vigueur à son égard soit examinée dès que possible. Lorsque cela est nécessaire dans le cadre de la présente Convention, la Partie contractante fait en sorte que toutes les améliorations qui peuvent raisonnablement être apportées le soient de façon urgente, en vue de renforcer la sûreté de l’installation nucléaire. Si un tel renforcement n’est pas réalisable, il convient de programmer l’arrêt de l’installation nucléaire dès que cela est possible en pratique. L’échéancier de mise à l’arrêt peut être établi en tenant compte de l’ensemble du contexte énergétique et des solutions de remplacement possibles, ainsi que des conséquences sociales, environnementales et économiques.

6a) Liste des centrales nucléaires actuelles

Le Canada compte 19 réacteurs nucléaires de puissance en exploitation et trois réacteurs en état de stockage sûr; tous ces réacteurs sont du type CANDU et étaient tous en exploitation lorsque la Convention est entrée en vigueur au Canada. Ils sont situés sur cinq sites différents et la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a délivré un permis pour chacun d’eux. L’appendice B fournit des renseignements généraux sur toutes les tranches des centrales nucléaires canadiennes.

6b) Justification du maintien en exploitation des centrales nucléaires canadiennes

Cadre général en matière de sûreté et description globale des évaluations de la sûreté

Au Canada, les activités liées aux centrales nucléaires sont régies par des textes de loi robustes et modernes, dotés de pouvoirs bien définis et appropriés, de façon à s’assurer que les centrales nucléaires continuent d’être exploitées de manière sûre. Le principal texte de loi est la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), qui est complétée par un système de règlements et d’autres éléments du cadre de réglementation. La CCSN continue de mettre à jour son cadre de réglementation et de le faire correspondre aux normes internationales. La transparence du processus de réglementation au Canada (voir l’article 7) contribue à s’assurer que les décisions réglementaires sont axées sur la préservation de la santé et de la sécurité des personnes et sur la protection de l’environnement. La participation du public à l’élaboration du cadre de réglementation et au processus d’autorisation contribue à préserver cette orientation et à maintenir les parties intéressées informées et engagées. Le programme de conformité réglementaire comporte des évaluations exhaustives du rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires en exploitation, mesuré en regard du cadre de réglementation, et permet de s’assurer que toutes les dispositions raisonnables sont prises pour maintenir le risque associé aux centrales nucléaires actuelles à un niveau raisonnable.

La CCSN – l’organisme de réglementation au Canada – est pleinement developpée, tel que décrit à l’article 8. Les articles 9 et 10 expliquent comment les titulaires de permis de centrale nucléaire s’acquittent de leurs responsabilités en matière de sûreté et font de la sûreté leur priorité à tous les niveaux de leurs organisations.

Les autres articles de ce rapport décrivent les nombreuses dispositions qui contribuent à l’exploitation sûre des centrales nucléaires du Canada. La CCSN et les titulaires de permis ont pris un engagement solide à l’égard de la sûreté nucléaire et s’efforcent d’améliorer continuellement leur rendement à ce chapitre. La volonté de se prêter à des évaluations par des tiers, comme celles organisées par le Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et l’équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation (OSART) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO), en témoigne. Le recours à des experts de tierces parties et la participation à des forums et d’autres activités sur la scène internationale, comme l’élaboration de normes de l’AIEA, renforcent ces dispositions.

Évaluations de la sûreté et améliorations

La sûreté des centrales nucléaires actuelles au Canada est évaluée en profondeur dans le cadre de la délivrance du permis initial d’exploitation. Les analyses de la sûreté effectuées par les titulaires de permis, telles que décrites dans les rapports d’analyse de la sûreté, démontrent que les marges de sûreté sont acceptables à toutes les centrales nucléaires canadiennes. Depuis, les titulaires de permis et la CCSN ont continué d’effectuer des évaluations de vaste portée et reflétant les exigences modernes, y compris la mise à jour des rapports d’analyse de la sûreté, la réalisation d’études probabilistes de sûreté (EPS) et les évaluations effectuées lors du renouvellement des permis. Des évaluations de la sûreté ont aussi été effectuées après que des incidents d’importance soient survenus et lorsque l’expérience en exploitation nationale et internationale le justifie. Les titulaires de permis ont réévalué les dossiers de sûreté de leurs centrales nucléaires lors des mises à jour régulières des rapports d’analyse de la sûreté et également dans le cadre des activités de suivi des évaluations environnementales ou des examens des leçons retenues dans certaines circonstances (p. ex. l’accident de Fukushima).

Comme indiqué aux alinéas 14(i)c) et 14(i)d), les titulaires de permis procèdent également à la mise à jour des analyses et à la mise en œuvre des nouvelles exigences visant les analyses déterministes de la sûreté et les EPS.

Les titulaires de permis et la CCSN ont également effectué plusieurs vérifications détaillées à l’appui des opérations courantes. Les titulaires de permis de centrale nucléaire établissent une durée de vie limite pour chacun des composants essentiels (comme les canaux de combustible des réacteurs CANDU) et mettent en œuvre des plans de gestion du vieillissement afin d’assurer une exploitation sûre de façon continue. Chaque année, les titulaires de permis effectuent aussi des milliers d’essais des systèmes de sûreté et des systèmes liés à la sûreté pour confirmer que leur aptitude fonctionnelle et leur fiabilité sont adéquates en vue de répondre aux exigences en matière de sûreté (pour plus de renseignements sur les programmes de vérification de la sûreté et de gestion continue des mécanismes de vieillissement, voir les paragraphes 14(ii) et 19(iii)).

La CCSN exerce une surveillance régulière des titulaires de permis de centrale nucléaire tout au long du cycle de vie d’une installation et procède à des évaluations très approfondies lors du renouvellement d’un permis d’exploitation. Les permis de trois centrales nucléaires ont été renouvelés au cours de la période de référence. La CCSN a utilisé les renouvellements de permis pour imposer aux centrales nucléaires de nouvelles exigences, par exemple celles visant l’analyse déterministe de sûreté et l’EPS mentionnées ci-dessus (voir l’alinéa 7.2(ii)d), « Renouvellement des permis et mise à jour du fondement d’autorisation »).

Les titulaires de permis ont continuellement apporté des mises à niveau sur le plan de la sûreté afin de maintenir les marges de sûreté et d’accroître la sûreté de manière progressive à leurs sites (certains exemples sont donnés à l’annexe 18(i)). En outre, dans le cadre de la planification d’éventuels projets de réfection et pour appuyer les renouvellements de permis, les titulaires de permis ont effectué des bilans périodiques de la sûreté (BPS). Ces travaux comprenaient des évaluations systématiques et exhaustives de l’état de la centrale et la détermination des améliorations à la sûreté qui sont reflétées dans les PIMO. En conjonction avec les travaux de prolongation de la durée de vie, ces activités ont contribué à améliorer le niveau de sûreté des centrales nucléaires remises à neuf par rapport à leur condition avant la réfection. Les titulaires de permis ont commencé à mettre en œuvre du document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté en vue des renouvellements de permis (voir l’alinéa 7.2(ii)d), « Bilan périodique de la sûreté dans le cadre du processus de délivrance de permis »).

Le Canada s’est engagé à respecter la DVSN 2015, qui énonce les principes relatifs à la mise en œuvre de l’objectif de la Convention : prévenir les accidents et atténuer les conséquences radiologiques. Les détails des principes de la DVSN sont présentés à la section E du chapitre I.

Le principe (2) de la DVSN exige que des évaluations complètes et systématiques de la sûreté soient effectuées périodiquement et régulièrement tout au long de la vie utile des installations existantes afin de relever les améliorations à la sûreté permettant d’atteindre les objectifs de la DVSN. Les améliorations à la sûreté raisonnablement possibles ou faisables doivent être mises en œuvre en temps utile.

Les mesures décrites plus haut illustrent que des évaluations systématiques et exhaustives des centrales nucléaires existantes ont été effectuées et continueront d’être effectuées périodiquement au Canada. Celles-ci ont entraîné de nombreuses améliorations à la sûreté qui ont permis d’atteindre l’objectif du deuxième principe de la DVSN. Pour une discussion plus approfondie, voir l’alinéa 14(i)f).

Bilan en matière de sûreté opérationnelle

Le secteur nucléaire au Canada est bien établi et possède un excellent bilan en matière de sûreté depuis plusieurs dizaines d’années. Aucun des événements survenus aux centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence ne présentait un risque important pour la santé et la sécurité des personnes ou pour l’environnement. Aucune défaillance grave de système fonctionnel n’est survenue aux centrales nucléaires au cours de cette période. (Une défaillance grave de système fonctionnel entraîne une défaillance systématique du combustible ou un rejet important de matières radioactives hors de la centrale nucléaire, ou pourrait provoquer de tels incidents sans le déclenchement d’un système spécial de sûreté). En outre, les mesures prises par les titulaires de permis en réponse à ces événements ont permis de corriger toutes les lacunes et de prévenir qu’elles ne se répètent. On trouve à l’appendice C une description des événements les plus importants sur le plan de la sûreté survenus pendant la période de référence, ainsi que le suivi qui en a été fait.

Au cours de la période de référence, la CCSN n’a pas eu à recourir officiellement à des mesures d’application de la loi, par exemple des ordres, des sanctions administratives pécuniaires ou des poursuites à l’endroit des centrales nucléaires canadiennes, comme décrit à l’alinéa 7.2(iv).

Conclusion

Compte tenu des multiples dispositions décrites précédemment et de son bilan en matière de sûreté globalement solide, le Canada a confiance que les centrales nucléaires présentement autorisées au pays continueront d’être exploitées de manière sûre.

Partie B Législation et réglementation

La partie B du chapitre III comprend les trois articles suivants :

• Article 7 – Cadre législatif et réglementaire
• Article 8 – Organisme de réglementation
• Article 9 – Responsabilités du titulaire d’une autorisation

Article 7 – Cadre législatif et réglementaire

1. Chaque Partie contractante établit et maintient en vigueur un cadre législatif et réglementaire pour régir la sûreté des installations nucléaires.
2. Le cadre législatif et réglementaire prévoit :
   1. l’établissement de prescriptions et de règlements de sûreté nationaux pertinents;
   2. un système de délivrance d’autorisations pour les installations nucléaires et l’interdiction d’exploiter une installation nucléaire sans autorisation;
   3. un système d’inspection et d’évaluation réglementaires des installations nucléaires pour vérifier le respect des règlements applicables et des conditions des autorisations;
   4. des mesures destinées à faire respecter les règlements applicables et les conditions des autorisations, y compris la suspension, la modification ou le retrait de celles‑ci.

Les paragraphes C.1 et C.2 du chapitre I donnent une description générale de la politique du Canada en matière nucléaire.

7.1 Élaboration et maintien d’un cadre législatif et réglementaire

Le Canada s’est doté d’un cadre législatif et réglementaire moderne et robuste. Ce cadre comprend des lois promulguées par le Parlement du Canada qui régissent la réglementation du secteur nucléaire au Canada, de même que des instruments réglementaires tels que les règlements, les permis de la Commission, les ordres, les ordonnances et les documents dont la CCSN se sert pour réglementer ce secteur.

La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) constitue la législation habilitante du cadre de réglementation. Elle établit les pouvoirs, les fonctions et les responsabilités de la CCSN et autorise des instruments réglementaires qui définissent des exigences additionnelles et fournissent de l’orientation sur la manière de s’y conformer. Les exigences sont des éléments juridiquement contraignants et obligatoires et elles comprennent les règlements pris en vertu de la LSRN, les permis et les ordres. Les documents d’application de la réglementation de la CCSN ainsi que d’autres normes ont également force exécutoire s’ils font partie du fondement d’autorisation (comme défini à l’alinéa 7.2(ii)a)). La LSRN, les règlements, les documents d’application de la réglementation, les permis, les ordres et les ordonnances sont décrits de façon plus détaillée dans les paragraphes qui suivent.

Au cours de la période de référence, la CCSN a continué de moderniser son cadre de réglementation et son ensemble de documents d’application de la réglementation, tirant avantage des occasions qui se présentent pour améliorer la clarté du cadre de réglementation et la façon de le répertorier. Toutes les activités ont été effectuées en prêtant constamment une attention particulière aux aspects de communication et de mobilisation avec les parties intéressées, y compris l’utilisation de documents de travail, qui jouent un rôle important dans le choix des approches réglementaires et dans l’élaboration du cadre et du programme de réglementation.

Conformément aux politiques fédérales sur la consultation publique et sur l’équité en matière de réglementation, le régime législatif et le cadre de réglementation nucléaires sont ouverts et transparents.Les processus en place pour l’élaboration des règlements et des documents d’application de la réglementation, et pour la délivrance de permis, prévoient la participation de parties intéressées et les communications envoyées à ces dernières en temps opportun (des renseignements supplémentaires sur les communications de la CCSN et sur son engagement à l’égard de l’ouverture et de la transparence sont donnés à l’alinéa 8.1f)).

7.1a) La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

La première législation canadienne en matière de sûreté nucléaire est la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique de 1946. Au fur et à mesure que les pratiques en matière de réglementation ont évolué de pair avec le secteur nucléaire au Canada et la technologie nucléaire (et pour accorder plus d’importance aux questions relatives à la santé, à la sûreté, à la sécurité nationale, à la protection de l’environnement et au respect des obligations internationales du Canada), le besoin de mettre en place une loi plus moderne s’est fait sentir afin d’établir une réglementation nucléaire plus efficace et plus précise. La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) est entrée en vigueur le 31 mai 2000. La LSRN a constitué la CCSN, qui comprend deux parties : la composante tribunal (ci‑après appelée la « Commission ») et le personnel de l’organisme.

La Commission est un tribunal administratif quasi judiciaire indépendant qui réglemente le développement, la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire, ainsi que la production, la possession et l’utilisation des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés. Parmi ses autres responsabilités, mentionnons la transmission au public de renseignements scientifiques, techniques et réglementaires objectifs et la prévention de tout risque déraisonnable pour l’environnement, le public et la sécurité nationale. (L’indépendance de la Commission est abordée à l’alinéa 8.2a)). Elle rend également des décisions indépendantes concernant la délivrance de permis et prend des règlements juridiquement contraignants moyennant l’agrément du gouverneur en conseil (Cabinet). La Commission a les pouvoirs d’une cour d’archives. Elle est autorisée à entendre des témoins, à recevoir des éléments de preuve et à contrôler ses travaux, pour autant que les séances se déroulent de la façon la plus informelle et la plus rapide possible, en tenant compte des circonstances et de l’équité.

La Commission comprend jusqu’à sept commissaires permanents nommés à titre inamovible par le gouverneur en conseil pour des mandats ne dépassant pas cinq ans. L’un d’eux est désigné par le gouverneur en conseil pour occuper la fonction de président. Le mandat des commissaires est renouvelable. De façon générale, les commissaires nommés possèdent une vaste gamme de connaissances dans différents domaines, notamment les sciences, la médecine nucléaire, l’ingénierie, la géologie et la direction d’entreprise. Ils ne sont pas nécessairement des spécialistes nucléaires, mais ils apportent une solide réputation et des compétences polyvalentes aux séances de la Commission.

L’article 9 de la LSRN énonce la mission de la CCSN comme suit :

• réglementer le développement, la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire ainsi que la production, la possession et l’utilisation des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés afin que :
  • le niveau de risque inhérent à ces activités tant pour la santé et la sécurité des personnes que pour l’environnement, demeure acceptable,
  • le niveau de risque inhérent à ces activités pour la sécurité nationale demeure acceptable,
  • ces activités soient exercées en conformité avec les mesures de contrôle et les obligations internationales que le Canada a assumées;
• informer objectivement le public – sur les plans scientifique ou technique, ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire – sur ses activités et sur les conséquences, pour la santé et la sécurité des personnes et pour l’environnement, du développement, de la production, de la possession et de l’utilisation des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés.

La CCSN réglemente toutes les installations et activités du secteur nucléaire au Canada, y compris :

• la préparation de l’emplacement, la conception, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon des :
  • centrales nucléaires
  • réacteurs non producteurs de puissance
  • établissements de recherche et d’essais nucléaires
  • mines d’uranium et usines de concentration d’uranium
  • raffineries d’uranium et usines de conversion d’uranium
  • installations de fabrication de combustible nucléaire
  • installations de gestion des déchets radioactifs
  • accélérateurs de particules à haute puissance
  • usines d’eau lourde
• l’homologation et l’utilisation des substances nucléaires et de l’équipement réglementé servant à :
  • la médecine nucléaire (p. ex. les installations de téléthérapie et curiethérapie utilisées pour le traitement du cancer et le diagnostic médical)
  • l’industrie (p. ex. la gammagraphie, les sources servant à la diagraphie des puits de pétrole ou de gaz, les jauges de densité)
  • la recherche
• l’accréditation de personnes devant posséder certaines qualifications pour exercer des fonctions assujetties à la LSRN

La LSRN permet la réglementation d’installations (comme les centrales nucléaires) en établissant un système de permis et de certificats ainsi qu’en attribuant à la Commission le pouvoir de prendre des règlements qui régissent ces installations et de délivrer, modifier, suspendre et révoquer des permis assortis d’exigences spécifiques servant au contrôle des activités autorisées.

De plus, la LSRN attribue à la CCSN d’autres pouvoirs représentatifs d’un organisme de réglementation moderne. Entre autres, elle :

• confère des pouvoirs précis aux inspecteurs et adapte ces pouvoirs aux pratiques législatives courantes;
• confère un système de sanctions et de mesures d’application de la loi en cas de non‑conformité;
• comporte des dispositions claires en matière d’appel des ordres d’inspecteurs et de fonctionnaires désignés par la Commission;
• comporte des dispositions permettant à la Commission de revoir des décisions à la lumière de nouvelles informations;
• autorise la Commission à ordonner des mesures correctives dans des situations dangereuses et à exiger des parties responsables qu’elles assument les coûts de ces mesures (dans les cas de décontamination, par exemple);
• confère à la Commission le pouvoir d’inclure dans les permis des conditions (y compris le pouvoir d’exiger des garanties financières pour les activités autorisées, notamment l’exploitation, le déclassement et la gestion des déchets radioactifs);
• autorise le recouvrement des coûts des mesures de réglementation auprès des entités possédant un permis en vertu de la LSRN;
• établit un Programme de financement des participants pour donner à la population, aux groupes autochtones et à d’autres parties intéressées l’occasion de demander une aide financière à la CCSN afin de participer à ses processus de réglementation.

La CCSN est aussi responsable de l’administration et de l’application de nombreuses obligations internationales assumées par le Canada dans le cadre de conventions et d’accords bilatéraux et multilatéraux de coopération nucléaire, y compris dans les domaines des garanties nucléaires ainsi que de l’importation et de l’exportation d’équipement, de substances et de renseignements nucléaires réglementés. Elle administre et met en œuvre les obligations énumérées ci‑dessus en collaboration avec d’autres ministères gouvernementaux, en particulier avec Affaires mondiales Canada, de qui relèvent les conventions et accords internationaux de même que les relations bilatérales et multilatérales du Canada.

7.1b) Autres textes de loi, conventions et instruments ayant force exécutoire

La réglementation nucléaire est de compétence fédérale, bien que certains secteurs, énumérés ci‑après, relèvent des instances provinciales.

Le paragraphe C.2 du chapitre I décrit toutes les organisations fédérales, en plus de la CCSN, qui participent à la réglementation du secteur nucléaire canadien ou à l’élaboration de politiques susceptibles d’avoir une incidence sur le secteur canadien de l’énergie nucléaire.

Les autres textes de loi suivants promulgués par le Parlement s’appliquent également au secteur nucléaire au Canada :

• Loi sur l’énergie nucléaire
• Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire
• Loi sur les déchets de combustible nucléaire
• Loi sur les dispositifs émettant des radiations
• Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)
• Loi canadienne sur la protection de l’environnement (1999)
• Code canadien du travail
• Loi sur les pêches
• Loi sur les espèces en péril
• Loi de 1994 sur la Convention concernant les oiseaux migrateurs
• Loi sur les ressources en eau du Canada
• Loi sur la protection de la navigation
• Loi sur le transport des marchandises dangereuses, 1992
• Loi sur les explosifs
• Loi sur les mesures d’urgence
• Loi sur la gestion des urgences
• Loi sur le terrorisme nucléaire

En décembre 2013, le Canada signait la Convention sur la réparation complémentaire des dommages nucléaires, qui est entrée en vigueur le 15 avril 2015 sous l’égide de l’AIEA. En ce qui a trait à la législation canadienne sur la responsabilité en matière nucléaire, la Loi sur la responsabilité nucléaire a laissé sa place à la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire, en vigueur depuis le 1^er janvier 2017^{Note de bas de page 3}. En vertu de la nouvelle loi, l’exploitant d’une centrale nucléaire sera désormais tenu de payer jusqu’à 850 millions de dollars (et 1 milliard de dollars à compter du 1^er janvier 2020) pour des dommages civils résultant d’un accident survenu dans sa centrale. Entre autres changements, la nouvelle loi élargit les types de dommages pour lesquels les personnes et les entreprises touchées par un accident peuvent être indemnisées. De plus, elle prévoit une période plus longue pour soumettre des réclamations pour des dommages corporels. Par ailleurs, la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire donne au gouvernement du Canada le droit d’établir un tribunal au besoin afin d’accélérer et de régler les réclamations de manière efficace et équitable.

Selon la Constitution canadienne, des lois provinciales peuvent, dans certains cas, s’appliquer également à des installations et activités nucléaires si elles concernent des domaines qui ne sont pas directement liés à la réglementation nucléaire et si elles ne contreviennent pas aux lois fédérales. Dans les cas où des lois fédérales et provinciales peuvent s’appliquer, la CCSN tente d’éliminer les répétitions en concluant des accords de coopération avec les ministères et organismes fédéraux et provinciaux ayant des responsabilités en matière de réglementation ou possédant de l’expertise dans ce domaine. La LSRN autorise de tels accords afin d’éliminer le chevauchement en matière de réglementation.

À titre d’exemple, la santé et la sécurité classiques sont supervisées aux niveaux des gouvernements fédéral et provincial. Au Québec et au Nouveau‑Brunswick, la CCSN partage la réglementation de la santé et de la sécurité classiques aux centrales nucléaires avec Emploi et Développement social Canada, conformément à la partie II du Code canadien du travail. En Ontario, en vertu d’une exclusion au Code canadien du travail, les lois provinciales remplacent les lois fédérales pour protéger les travailleurs au sein d’installations nucléaires désignées. Un protocole d’entente a été signé entre la CCSN et le ministère du Travail de l’Ontario pour établir un mécanisme officiel de collaboration et d’échange d’informations et de compétences techniques liées à leurs champs de compétences respectifs aux centrales nucléaires désignées de l’Ontario.

Comme autre exemple, la protection de l’environnement liée aux centrales nucléaires est réglementée par la CCSN, par Environnement Canada et au niveau provincial. Ceci signifie que les lois provinciales relatives à la protection de l’environnement s’appliquent aux installations nucléaires et que la CCSN partage également la réglementation fédérale en matière de protection de l’environnement avec Environnement Canada, conformément à la Loi canadienne sur la protection de l’environnement (1999).

7.2 Dispositions du cadre législatif et réglementaire

7.2(i) Exigences et règlements nationaux en matière de sûreté

La LSRN permet l’élaboration d’un ensemble d’instruments de réglementation complémentaires, y compris des règlements, des permis, des documents d’application de la réglementation et des normes. La CCSN dispose d’un plan du cadre de réglementation à long terme qui intègre les phases de conception, de mise en œuvre et de gestion du processus d’élaboration et d’utilisation de ces instruments de réglementation. La toute dernière mise à jour apportée au plan du cadre de réglementation à long terme de la CCSN couvre la période allant de 2019 à 2024 et décrit les règlements et les documents d’application de la réglementation que la CCSN va élaborer ou modifier durant cette période. Ce plan permet de prévoir de manière efficace les ressources et d’établir avec plus de précision les calendriers des projets qu’englobe le cadre de réglementation.

La CCSN met à jour son plan à long terme du cadre de réglementation en fonction de ses priorités, des changements constants dans le secteur de l’énergie nucléaire ou des changements apportés aux plans des projets. Le plan mis à jour est affiché sur le site Web de la CCSN chaque année.

7.2(i)a) Règlements pris en vertu de LSRN

En vertu de la LSRN, la CCSN a mis en œuvre des règlements et des règlements administratifs, avec l’approbation du gouverneur en conseil. Les règlements établissent les exigences générales et spécifiques en matière de réglementation ainsi que les exigences en matière d’information pour tous les types de demandes de permis et indiquent certaines exemptions de permis. Les règlements administratifs régissent la gestion et la conduite des affaires de la CCSN.

Les règlements qui ont été pris en vertu de la LSRN sont les suivants :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Règlement sur la radioprotection
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
• Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II
• Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement
• Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015)
• Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium
• Règlement sur la sécurité nucléaire
• Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non‑prolifération nucléaire
• Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Règlement administratif de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

De façon générale, ces règlements fournissent aux titulaires de permis tous les renseignements dont ils ont besoin pour se conformer aux exigences législatives. Mis à part quelques exceptions comme l’emballage destiné au transport et les critères d’exemption de permis pour certains appareils, les règlements ne précisent pas dans le détail les critères qui serviront à évaluer une demande de permis ou à juger de la conformité.

Toutes les installations dotées de réacteurs sont des installations nucléaires de catégorie IA en vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, ce qui comprend les petits réacteurs modulaires (PRM) et les réacteurs de recherche.

Les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire définissent les règles présidant aux audiences publiques tenues par la Commission et à certaines séances menées par les fonctionnaires désignés par la Commission.

Enjeu 7RE E-1 pour le Canada issu de la septième réunion d’examen de la CSN

« Publier les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et au Règlement sur la radioprotection pour donner suite aux leçons tirées de Fukushima. »

Les modifications dont il est question dans l’enjeu proposé au Canada ont été publiées et sont entrées en vigueur en octobre 2017. Les modifications au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I comprenaient des exigences à l’intention des exploitants de centrales nucléaires afin qu’ils procèdent à des bilans périodiques de la sûreté (BPS; voir l’alinéa 7.2(ii)d)), en plus d’exiger de la part d’un demandeur de permis pour une installation de catégorie I qu’il décrive le programme de performance humaine proposé (voir l’alinéa 12a)) ainsi que le système de gestion, y compris les mesures qui seront prises pour promouvoir et soutenir une culture de sûreté (voir l’alinéa 13a)).

L’une des modifications envisagées au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui consistait à exiger des demandeurs de permis qu’ils présentent des plans d’urgence hors site, n’a pas été jugée nécessaire. Voir l’alinéa 16.1d) pour de plus amples renseignements à ce sujet.

Les modifications au Règlement sur la radioprotectionprévoyaient une harmonisation avec les lignes directrices internationales régissant l’état de préparation général et les réponses aux urgences radiologiques ainsi que l’établissement d’exigences liées aux dangers radiologiques auxquels sont exposés les premiers répondants. Pour plus de renseignements, voir l’article 15.

Les mesures prévues pour donner suite à l’enjeu 7RE E-1 sont terminées, et le Canada recommande sa clôture.

D’autres modifications, non liées à l’accident nucléaire de Fukushima, devraient être apportées au Règlement sur la radioprotection en 2020. Pour plus de renseignements, voir l’article 15.

Le personnel de la CCSN et les parties intéressées du secteur de l’énergie nucléaire sont d’avis que, mis à part le Règlement sur la sécurité nucléaire qui est de nature plus prescriptive, les règlements encadrent bien les activités ayant recours aux technologies des PRM. La CCSN s’affaire à l’heure actuelle à mettre au point des modifications au Règlement sur la sécurité nucléaire qui sont davantage axées sur le rendement. Voir l’alinéa 7.2(i)b) pour des renseignements plus approfondis sur le cadre de réglementation détaillé s’appliquant aux PRM.

Au cours de la période de référence, la CCSN a également modifié d’autres règlements qui n’entrent pas dans le champ d’application de la Convention, à savoir le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non‑prolifération nucléaire et (pour ce qui est des rapports sur les garanties) le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

Processus d’élaboration de règlements de la CCSN

Lorsqu’elle élabore des règlements ou y apporte des modifications, la CCSN se conforme à la Directive du Cabinet sur la gestion de la réglementation du gouvernement du Canada (décrite à l’annexe 7.2(i)a)) et suit le processus réglementaire fédéral. Ceci vise à s’assurer que les impacts possibles de chaque proposition réglementaire sur la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement ainsi que sur le bien‑être économique et social de divers groupes de Canadiens, les obligations en vertu des traités modernes et des ententes sur l’autonomie gouvernementale, les coûts ou les épargnes pour le gouvernement ou les entreprises et le niveau d’appui pour les projets de règlement sont systématiquement pris en compte avant d’adopter les règlements.

Le processus d’élaboration de règlements de la CCSN comprend des consultations exhaustives auprès des parties intéressées, à l’interne et à l’externe. Lorsqu’elle élabore son plan de consultation, la CCSN tient compte de la multiplicité des parties intéressées, chacune d’elles ayant un niveau d’intérêt, un point de vue et des attentes différents à l’égard de la nature et du contenu du régime de réglementation proposé. Les parties intéressées sont consultées avant de commencer la rédaction des règlements au moyen de documents de travail ou d’ateliers, ou par d’autres façons de recueillir des commentaires. Le processus par lequel la Commission examine un nouveau règlement ou une modification à un règlement, aux fins d’approbation, donne également aux parties intéressées une occasion supplémentaire de faire connaître leur avis sur la question. Le processus d’élaboration de règlements est décrit plus en détail à l’annexe 7.2(i)a).

7.2(i)b) Documents du cadre de réglementation

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

La CCSN utilise des documents d’application de la réglementation pour soutenir son cadre de réglementation en précisant les exigences établies dans la LSRN, dans ses règlements et dans les instruments ayant force exécutoire, tels que les permis. Ces documents fournissent des instructions des conseils et des renseignements aux titulaires de permis.

L’approche suivie au Canada pour établir des exigences dans les règlements et les documents d’application de la réglementation est habituellement non prescriptive; c’est‑à‑dire que la CCSN établit des exigences réglementaires générales et objectives fondées sur le rendement et les titulaires de permis de centrale nucléaire élaborent des mesures particulières afin d’y répondre. Des exigences particulières peuvent également être imposées lorsque nécessaire.

Enjeu 7RE E-2 pour le Canada issu de la septième réunion d’examen de la CSN

« Terminer la transition vers le cadre de réglementation amélioré (documents d’application de la réglementation de la CCSN). »

Au cours de la période de référence, la CCSN a publié un certain nombre de documents d’application de la réglementation qui précisent les exigences à respecter concernant la planification, la construction et l’exploitation des centrales nucléaires et des petits réacteurs, la culture de sûreté, la performance humaine et l’aptitude fonctionnelle. Pour bon nombre d’entre eux, il s’agissait de révisions de documents d’application de la réglementation existants :

• REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs
• REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire
• REGDOC-1.5.1, Guide de présentation d’une demande : Homologation des appareils à rayonnement ou de l’équipement réglementé de catégorie II
• REGDOC-1.6.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement, version 2
• REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté
• REGDOC-2.2.1, Facteurs humains
• REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, version 2
• REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel : Opérateurs d’appareil d’exposition
• REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs
• REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 2 : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 2
• REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire
• REGDOC-2.2.5, Effectif minimal (publié juste après la période de référence le 9 avril 2019)
• REGDOC-2.4.3, Sûreté‑criticité nucléaire
• REGDOC-2.5.1, Considérations générales liées à la conception : Facteurs humains
• REGDOC-2.5.4, Conception des mines et des usines de concentration d’uranium : Systèmes de ventilation
• REGDOC-2.5.5, Conception des installations de gammagraphie industrielle
• REGDOC-2.5.7, Conception, essais et rendement des appareils d’exposition
• REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires
• REGDOC-2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires
• REGDOC-2.7.3, Lignes directrices sur la radioprotection pour la manipulation sécuritaire des dépouilles
• REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.1
• REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2
• REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome II : Gestion des stériles des mines d’uranium et des résidus des usines de concentration d’uranium
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs
• REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée, tome I : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire, version 2
• REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée, tome II : Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique
• REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires
• REGDOC-2.13.2, Importation et exportation, version 2
• REGDOC-2.14.1, Emballage et transport, tome II : Conception d’un programme de radioprotection pour le transport des substances nucléaires
• REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2
• REGDOC-3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome 1 : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium
• REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques
• REGDOC-3.4.1, Guide destiné aux demandeurs et aux intervenants qui rédigent des documents à l’intention des commissaires de la CCSN
• REGDOC-3.5.1, Diffusion de l’information : Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, version 2
• REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation
• REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation
• REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN

La transition vers le cadre de réglementation amélioré dont il est question dans l’enjeu 7RE E‑2 est terminée en grande partie. La CCSN fixera sous peu une date cible pour la publication de tous les nouveaux REGDOC et l’achèvement des révisions à ceux déjà existants d’ici 2020, après quoi le cadre de réglementation fera l’objet d’un examen et de mises à jour continus. Le Canada recommande la clôture de l’enjeu 7RE E-2.

La CCSN publie et améliore ses documents d’application de la réglementation en fonction d’un plan qui établit l’ordre des priorités à l’aide de cinq critères reposant sur l’importance et l’urgence de planifier et de réviser ses projets du cadre de réglementation (questions de sûreté, intérêt des parties intéressées, clarté réglementaire, harmonisation avec les priorités de la CCSN et réforme réglementaire).

Le processus d’élaboration des REGDOC de la CCSN comprend de nombreuses consultations auprès des parties intéressées externes. Pour une description sommaire de ce processus, voir l’annexe 7.2(i)b).

La CCSN soumet ses documents d’application de la réglementation à des examens cycliques. Les documents sont examinés pour déterminer ceux qui seront retirés de la circulation et mis aux archives, préservés « comme tel » pour usage courant, ou ajoutés au calendrier des révisions. Ce processus permet de s’assurer que tout le cadre de réglementation de la CCSN continue d’être à jour et reflète les développements les plus récents en matière d’expérience en exploitation et d’orientation aux niveaux national et international.

Une liste des principaux documents de la CCSN qui s’appliquent aux titulaires de permis de centrales nucléaires est donnée à l’annexe 7.2(i)b).

Utilisation d’autres pratiques éprouvées pour l’élaboration des REGDOC de la CCSN

La CCSN exige l’application de pratiques éprouvées pour la réalisation des activités autorisées. Elle établit des exigences et de l’orientation en adoptant (ou en adaptant) des normes du secteur nucléaire, des normes nationales et internationales ou d’autres normes appropriées. Le demandeur ou le titulaire de permis peut soumettre un dossier pour montrer, preuves à l’appui, que l’intention d’une exigence est respectée par d’autres moyens. Lorsqu’aucune norme ne s’applique ou n’existe, la CCSN prendra en considération des données de grande qualité obtenues par des activités scientifiques et technologiques jugées suffisantes et pertinentes pour la demande en question. L’information présentée pour étayer une demande de permis visant à exercer des activités doit démontrer que les mesures de sûreté et de réglementation proposées permettront de répondre aux attentes de la CCSN, voire de les dépasser. Ceci est conforme à la Directive du Cabinet sur la réglementation du gouvernement du Canada et cadre bien avec la vision de l’excellence en matière de réglementation de la CCSN.

Comme elles l’ont fait pendant plusieurs années, les normes de l’AIEA continuent à servir de référence et de base de comparaison pour l’approche canadienne en matière de sûreté nucléaire. Ces normes établissent des objectifs et des exigences générales qui peuvent être adaptés au cadre des domaines de sûreté et de réglementation utilisé par la CCSN pour fixer les exigences réglementaires auxquelles sont assujetties les centrales nucléaires. Au cours de la période de référence, la partie du cadre de réglementation canadien ayant trait aux centrales nucléaires a évolué de façon à la rendre plus conforme aux normes internationales. Le Canada reconnaît que les normes internationales peuvent ne représenter que des exigences minimales qui devront possiblement être renforcées pour convenir à la technologie, aux pratiques et à l’approche en matière de réglementation du Canada. L’annexe 7.2(i)b) donne de nombreux exemples de l’utilisation des normes de l’AIEA pour l’élaboration de documents de la CCSN.

La CCSN et Santé Canada contribuent activement à l’élaboration des normes de sûreté de l’AIEA ainsi que des documents techniques connexes qui décrivent plus en détail les exigences techniques et les pratiques exemplaires relatives au choix de l’emplacement, à la conception, à la construction, à l’exploitation et au déclassement des centrales nucléaires. Plusieurs membres du personnel de la CCSN participent aux travaux des groupes de travail chargés de rédiger ces normes. Des représentants de la CCSN siègent également à la Commission de l’AIEA sur les normes de sûreté et à ses cinq comités de soutien. Des représentants de Santé Canada siègent également à l’un des comités de soutien responsables des normes de sûreté.

Documents de travail

La CCSN a recours aux documents de travail afin de solliciter, tôt dans le processus, une rétroaction de la part du public concernant les politiques et les approches qu’elle propose. Par la suite, elle analyse et considère cette rétroaction afin de pouvoir déterminer le type et la nature des exigences et des éléments d’orientation à émettre. L’utilisation de documents de travail tôt dans le processus de réglementation démontre l’engagement de la CCSN à établir un processus de consultation transparent, offrant ainsi aux parties intéressées une occasion d’exprimer au tout début du processus leurs opinions sur les initiatives en matière de réglementation. Les quatre étapes principales de l’élaboration des documents de travail sont les suivantes :

• analyse du problème
• élaboration du document de travail
• consultation des parties intéressées
• décision concernant l’approche réglementaire recommandée

Les documents de travail suivants ont été publiés au cours de la période de référence :

• DIS-16-01, Comment la CCSN tient compte des renseignements sur les coûts et les avantages : Occasions de donner de l’orientation et des précisions supplémentaires
• DIS-16-02, Radioprotection et dosimétrie
• DIS-16-03, Gestion des déchets radioactifs et déclassement
• DIS-16-04, Les petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis en matière de réglementation
• DIS-16-05, Performance humaine
• DIS-17-01, Cadre pour le rétablissement en cas d’urgence nucléaire ou radiologique

Normes du Groupe CSA

Le Groupe CSA (auparavant appelé l’Association canadienne de normalisation), la plus grande entreprise d’élaboration de normes constituée de membres au Canada, fixe des normes consensuelles volontaires élaborées par des parties intéressées nationales et des intérêts publics liés aux centrales nucléaires et à d’autres installations et activités nucléaires. Comme de nombreuses normes du Groupe CSA sont liées à la conception et à l’exploitation des centrales nucléaires, elles sont fréquemment citées dans les documents d’application de la réglementation publiés par la CCSN.

Au cours de la période de référence, les entreprises du secteur nucléaire, la CCSN et le Groupe CSA ont continué à collaborer afin d’améliorer le programme des normes nucléaires au Canada. Un représentant de la haute direction de la CCSN fait partie du Comité d’orientation stratégique de la CSA sur le nucléaire et de son Comité de direction, qui sont responsables de l’élaboration de la série de normes nucléaires. De plus, des gestionnaires et des membres du personnel technique de la CCSN contribuent aux comités, sous‑comités et groupes de travail techniques chargés de l’élaboration des normes du Groupe CSA.

Au cours de la période de référence, les normes suivantes du Groupe CSA applicables aux centrales nucléaires ont été publiées :

• CSA N290.5‑F16, Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition)
• CSA N290.6‑F16, Exigences relatives à la surveillance et à l’affichage des fonctions de sûreté d’une centrale nucléaire au moment d’un accident (nouvelle édition)
• CSA N286.10‑F16, Gestion de la configuration des installations de réacteurs à haute puissance (nouvelle norme)
• CSA N299.1‑F16, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 1 (nouvelle norme)
• CSA N299.2‑F16, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 2 (nouvelle norme)
• CSA N299.3‑F16, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 3 (nouvelle norme)
• CSA N299.4‑F16, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 4 (nouvelle norme)
• CSA N285.0.1‑F16, Commentaire sur CSA N285.0‑12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU (nouveau commentaire, 1^re édition)
• CSA N288.8‑F17, Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires (nouvelle norme)
• CSA N290.17‑F17, Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (nouvelle norme)
• CSA N290.18‑F17, Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires (nouvelle norme)
• CSA N285.0‑F17/N285.6 Série‑F17, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition)
• CSA N290.0‑F17, Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N290.2‑F17, Exigences applicables aux circuits de refroidissement d’urgence du cœur des centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N287.2‑F17, Exigences relatives aux matériaux des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N287.7‑F17, Exigences relatives à la mise à l’essai et à l’examen, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N292.6‑F18, Gestion à long terme des déchets radioactifs et du combustible irradié (nouvelle norme)
• CSA N289.1‑F18, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N288.9‑F18, Ligne directrice pour la conception de programmes de captage et d’entraînement des poissons dans les installations nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N285.0.1‑F18, Commentaire sur CSA N285.0‑F17, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition – Commentaire)
• CSA N285.5‑F18, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition)
• CSA N290.13:F18, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires (nouvelle édition)
• CSA N290.19:F18, Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires (nouvelle norme)
• CSA N291:19, Exigences relatives aux enceintes liées à la sûreté nucléaire (nouvelle édition)
• CSA N292.0:F19, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié (nouvelle édition)

Toutes les normes du Groupe CSA ayant trait aux centrales nucléaires sont énumérées dans le tableau de l’annexe 7.2(i)b), qui donne de nombreux exemples de l’utilisation des normes de l’AIEA pour l’élaboration des normes du Groupe CSA.

Cadre de réglementation s’appliquant aux nouvelles centrales nucléaires

Au cours de la période de référence, la CCSN a continué de mettre à jour son cadre de réglementation s’appliquant aux nouvelles centrales nucléaires. La mise à jour s’inspire dans la mesure du possible des normes et des meilleures pratiques internationales, y compris les normes de sûreté nucléaire de l’AIEA. Les normes de l’AIEA établissent des objectifs de sûreté et des exigences de haut niveau applicables à toutes les conceptions de réacteur, c’est‑à‑dire qu’elles sont neutres sur le plan technologique.

Les exigences et l’orientation de la CCSN concernant les installations dotées de réacteurs sont généralement neutres sur le plan technologique et, dans la mesure du possible, permettent d’adopter l’approche graduelle. Cette approche permet aux demandeurs d’établir la rigueur des mesures de conception, des analyses de sûreté et des dispositions relatives à la conduite de leurs activités proportionnellement au niveau de risque posé par l’installation dotée d’un réacteur. Les facteurs dont il faut tenir compte lorsqu’on utilise l’approche graduelle sont les suivants :

• la puissance du réacteur;
• le terme source;
• la quantité et le niveau d’enrichissement des matières fissiles et fissibles;
• le combustible usé, les systèmes à haute pression, les systèmes de chauffage et l’entreposage de produits inflammables, qui peuvent avoir une incidence sur la sûreté du réacteur;
• le type d’éléments de combustible;
• le type de modérateur, de réflecteur et de réfrigérant, et leur masse;
• la quantité de réactivité pouvant être insérée et son taux d’insertion, le contrôle de la réactivité ainsi que les caractéristiques inhérentes et autres de ce contrôle;
• la qualité de l’enceinte de confinement ou d’autres moyens de confinement
• l’utilisation du réacteur;
• le choix de l’emplacement, qui comprend la proximité de zones habitées ou l’éloignement des intervenants d’urgence.

Les documents d’application de la réglementation de la CCSN qui constituent une partie importante de l’ensemble des documents requis pour la délivrance d’un permis dans le cas des projets de nouvelle centrale nucléaire se trouvent au tableau 1 de l’annexe 7.2(i)b). D’autres renseignements concernant le cadre de réglementation applicables aux projets de construction de nouvelles centrales nucléaires et les documents connexes en cours d’élaboration sont fournis à l’article 12 (pour les facteurs humains et organisationnels), à l’article 17 (pour le choix de l’emplacement) et à l’article 18 (pour la conception et la construction).

Petits réacteurs modulaires

La CCSN a publié le document de travail DIS‑16‑04, Les petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis de la réglementation, pendant la période de référence pour analyser les domaines clés où les petits réacteurs modulaires (PRM) pourraient poser problème sur le plan de la réglementation. Voir l’annexe 7.2(i)b) pour plus de renseignements à ce sujet.

Les PRM ne sont pas définis officiellement dans la législation canadienne, car ils entrent dans le champ d’application du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Cela dit, il est généralement admis qu’ils englobent les réacteurs servant à produire de l’électricité ou de la chaleur pour les procédés industriels, tandis que les réacteurs ne servant pas à produire de l’énergie (p. ex. production d’isotopes, activités de recherche et de développement) sont classés dans la catégorie des réacteurs de recherche.

7.2(i)c) Respect du troisième principe de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

Le troisième principe de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) indique que les prescriptions et règlements nationaux visant à prévenir les accidents et à en atténuer les conséquences radiologiques tout au long de la vie utile des centrales nucléaires doivent tenir compte des normes de sûreté pertinentes de l’AIEA et d’autres bonnes pratiques répertoriées lors des réunions d’examen de la Convention. (Pour de plus amples détails sur la DVSN, voir la section E du chapitre I).

Le tableau de l’annexe 7.2(i)b) montre dans quelle mesure les normes de l’AIEA continuent à servir de principes directeurs pour le cadre de réglementation canadien, tant pour les centrales nucléaires actuelles que pour les projets de nouvelle centrale. Le tableau montre également que les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA intègrent le contenu d’un nombre important de publications de l’AIEA à titre de référence. Les publications de l’AIEA citées en référence sont énumérées à l’annexe 7.2(i)b), mais d’autres publications de l’AIEA ont aussi été prises en considération dans le cadre de l’élaboration des documents d’application de la réglementation de la CCSN et des normes du Groupe CSA.

7.2(ii) Programme de délivrance de permis

Selon l’article 26 de la LSRN, il est interdit, sauf en conformité avec un permis délivré par la Commission, de préparer l’emplacement d’une installation nucléaire, ou de construire, d’exploiter, de déclasser ou d’abandonner une telle installation. On précise au paragraphe 24(4) de la LSRN que :

La Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace une licence ou un permis ou n’en autorise le transfert que si elle est d’avis que l’auteur de la demande ou, s’il s’agit d’une demande d’autorisation de transfert, le cessionnaire, à la fois :

1. est compétent pour exercer les activités visées par la licence ou le permis;
2. prendra, dans le cadre de ces activités, les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes, pour protéger l’environnement, pour maintenir la sécurité nationale et pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées.

En vertu du paragraphe 24(5) de la LSRN, la Commission est autorisée à assortir les permis de toute condition qu’elle estime nécessaire à l’application de la LSRN, notamment l’obligation d’établir une garantie financière.

Le programme de délivrance de permis de la CCSN est administré en collaboration avec des ministères et organismes fédéraux, provinciaux et territoriaux qui œuvrent, par exemple, dans les domaines de la santé, de l’environnement, de la consultation des Autochtones, des transports et du travail. La Commission tient compte des préoccupations et responsabilités de ces ministères et organismes avant de délivrer un permis afin de s’assurer qu’elles n’entrent pas en conflit avec la LSRN et ses règlements.

La Commission doit se conformer à toutes les lois fédérales et peut donc prendre ses décisions d’autorisation en consultation avec tout ministère ou organisme du gouvernement fédéral ayant des responsabilités indépendantes, mais ayant un lien avec celles de la CCSN.

Dans le cadre de réglementation établi par la CCSN, les centrales nucléaires sont définies comme des installations nucléaires de catégorie IA, et les exigences réglementaires qui s’y appliquent sont contenues dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Ce règlement énonce qu’un permis doit être délivré pour chacun des cinq types d’activités qui composent le cycle de vie d’une installation nucléaire de catégorie IA :

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

Si les renseignements demandés figurent dans les demandes de permis, la Commission peut, à sa discrétion, délivrer un permis qui comprend plusieurs catégories de permis (p. ex. un permis de préparation de l’emplacement et de construction, ou un permis de construction et d’exploitation). Elle peut aussi choisir de délivrer, pour plusieurs installations, un seul permis pour chaque étape de leur cycle de vie.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium établissent un délai de 24 mois pour le traitement par la CCSN des projets nécessitant un examen et une décision de sa part relativement à un permis de préparation de l’emplacement d’une installation de catégorie I et à un permis de préparation de l’emplacement et de construction d’une mine ou d’une usine de concentration d’uranium. Ce délai ne comprend pas le temps supplémentaire requis par les promoteurs pour répondre aux demandes d’information.

Il est important de noter que ces délais (déterminés à partir de l’expérience pertinente partout dans le monde) varieront selon :

• l’exhaustivité de l’information fournie dans la demande de permis;
• le soutien des parties intéressées (consultations avec les collectivités, les groupes autochtones et la population, les organismes provinciaux et territoriaux);
• le stade d’achèvement de la conception;
• les problèmes de sûreté toujours non résolus;
• les caractéristiques ou les approches nouvelles;
• le stade d’achèvement des travaux de recherche et développement réalisés pour étayer le projet;
• la qualité de la construction et de la mise en service des installations et le respect des délais à cet égard.

Les 22 réacteurs existants dont il est question dans le présent rapport sont répartis dans cinq sites différents, chacun régi par un permis de la CCSN : Bruce, Darlington, Pickering, Point Lepreau et Gentilly‑2. Les trois premiers sites ont chacun un permis unique pour une installation autorisée à exploiter plus d’un réacteur, tandis que la centrale de Point Lepreau a un permis l’autorisant à exploiter un seul réacteur et que la centrale de Gentilly‑2 a un permis l’autorisant à déclasser le réacteur de puissance qui se trouve sur son site. Adjacente au site de Darlington en exploitation, qui compte quatre tranches, se trouve un nouveau site – la nouvelle centrale nucléaire de Darlington –, qui a obtenu en 2012 un permis de préparation d’emplacement.

7.2(ii)a) Permis et processus de délivrance de permis

Le REGDOC‑3.5.1 de la CCSN, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, clarifie le processus de délivrance de permis dans le contexte de la LSRN. Le processus de délivrance de permis de la CCSN constitue l’un des processus de base du système de gestion de la CCSN décrit à l’alinéa 8.1d).

La figure 7.2 illustre le processus de délivrance de permis de la CCSN ainsi que les principales activités menées par le demandeur, le personnel de la CCSN et la Commission. La Commission peut choisir de tenir une audience publique en une ou deux parties. Dans le cas d’une audience en deux parties, la Commission examine pendant la première partie l’information documentaire, les mémoires et les présentations du personnel de la CCSN et du demandeur ou titulaire de permis, tandis qu’elle consacrera la deuxième partie de l’audience aux présentations et aux mémoires des intervenants ainsi qu’à l’information présentée par les parties qui étaient présentes lors de la première partie de l’audience. Les Règles de procédure de la CCSN fixent les exigences à respecter pour les audiences en une ou deux parties.

Figure 7.2 Processus d’obtention d’un permis d’exploitation d’une centrale nucléaire aux termes de la LSRN

Le processus de délivrance de permis est amorcé lorsqu’un promoteur soumet une demande à la CCSN. Les renseignements qui accompagnent une demande de permis doivent pouvoir répondre aux exigences des règlements et démontrer que le demandeur possède les compétences requises pour mener les activités faisant l’objet du permis.

Les règlements d’application de la LSRN fournissent aux demandeurs de permis des critères généraux de rendement et décrivent les renseignements et programmes dont ils devront faire état dans la demande qui sera soumise à la CCSN. Le tableau suivant fait ressortir certaines des principales exigences à l’égard des renseignements à fournir conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Type de permis	Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires	Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
Permis de préparation d’emplacement	Article 3	Articles 3 et 4
Permis de construction	Article 3	Articles 3 et 5
Permis d’exploitation	Article 3	Articles 3 et 6

L’approche de réglementation canadienne liée à l’autorisation des PRM repose sur une réglementation de longue date établie en fonction du risque qui est appliquée aux installations traditionnelles dotées de réacteurs. Le cadre de réglementation nucléaire canadien est exhaustif et généralement neutre sur le plan technologique, ce qui signifie qu’il autorise une réglementation sûre de tous les types de technologies. Les outils de réglementation et les processus décisionnels sont structurés de manière à permettre au demandeur de permis lié à une installation dotée d’un réacteur de proposer d’autres moyens d’atteindre les objectifs réglementaires.

La plupart des concepts de PRM, bien que fondés sur des travaux technologiques et l’expérience en exploitation de centrales nucléaires plus anciennes, font appel à un certain nombre d’approches novatrices. Les approches novatrices, ou même les approches éprouvées utilisées de manières différentes, peuvent avoir des conséquences sur la certitude du rendement de ces centrales aussi bien en condition d’exploitation normale qu’en cas d’accidents, soulevant des questions de réglementation au cours du processus d’autorisation. Les propositions doivent démontrer, par une information pertinente, qu’elles respectent ou dépassent les exigences réglementaires.

La CCSN a mis en place des processus d’autorisation visant les projets de PRM. Les points qu’il pourrait être avisé de prendre en considération (p. ex. l’application d’une approche graduelle) sont décrits brièvement à l’annexe 7.2(i)b) dans le contexte du document de travail de la CCSN DIS‑16‑04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis en matière de réglementation.

Soucieuse de fournir plus de précisions, la CCSN a publié ou prévoit publier, pour chaque type de permis, des documents d’application de la réglementation qui fournissent des renseignements supplémentaires et des critères (tels que des renvois à d’autres documents d’application de la réglementation de la CCSN, à des normes et à des codes nationaux ou à des normes de sûreté de l’AIEA), de façon à ce que les demandeurs sachent parfaitement ce qu’ils doivent faire pour répondre aux exigences des règlements pertinents pris en vertu de la LSRN. Le tableau suivant dresse la liste des REGDOC de la CCSN qui ont été publiés et dont la publication est prévue et qui donnent de l’orientation concernant les demandes de permis visant des centrales nucléaires.

No de document	Titre	Publié
REGDOC-1.1.1 (remplace le RD-346)	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs Évaluation de l’emplacement pour les nouvelles centrales nucléaires	Juillet 2018 Novembre 2008
RD/GD-369 (sera remplacé par le REGDOC-1.1.2)	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire	Août 2011
REGDOC-1.1.3	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire	Septembre 2017
REGDOC-1.1.4	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de déclassement des installations dotées de réacteurs	Pas encore rédigé
REGDOC-1.1.5	Guide de présentation d’une demande de permis : Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires	En cours de rédaction

Le REGDOC‑1.1.1, publié pendant la période de référence, couvre les activités précises à réaliser pour évaluer l’emplacement d’une nouvelle installation dotée de réacteurs et le préparer. Le personnel de la CCSN l’utilise pour évaluer les demandes visant de nouvelles installations ou les demandes de renouvellement du permis de préparation de l’emplacement d’une nouvelle centrale nucléaire. Toujours au cours de la période de référence, la CCSN a aussi publié le REGDOC‑1.1.3, tandis que Bruce Power et OPG s’affairaient à préparer leurs demandes de renouvellement de permis d’exploitation des centrales de Bruce‑A et Bruce‑B et de Pickering, respectivement. Bien que la CCSN n’ait pas consulté le REGDOC‑1.1.3 pour évaluer leurs demandes, Bruce Power et OPG avaient consulté les versions provisoire et publiée du document pour préparer leurs demandes de permis.

Dans le cas d’une nouvelle centrale nucléaire, les renseignements sur le plan de déclassement et sur les garanties financières connexes doivent également être soumis au début du processus de délivrance de permis. En vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, le demandeur doit fournir des renseignements sur le plan prévu pour le déclassement de son installation ou site nucléaire, et le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige qu’une demande de permis soit accompagnée des renseignements sur les garanties financières. Celles‑ci servent à s’assurer que des fonds suffisants seront disponibles pour que les installations ne présentent pas de risques indus si le titulaire de permis est incapable de poursuivre les opérations. Jusqu’à maintenant, elles ont servi principalement au déclassement de centrales nucléaires à la fin de leur durée de vie et pour la gestion à long terme du combustible nucléaire usé. Les renseignements sur les garanties financières proposées devraient indiquer les obligations en matière de financement du déclassement et de la gestion à long terme des déchets de combustible nucléaire, aux termes de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire. Les garanties financières visant le déclassement sont abordées à l’alinéa 11.1b).

Conformément à la LCEE, avant qu’une autorité fédérale délivre un permis ou une licence, accorde une autorisation ou prenne toute autre mesure dans le but de permettre la mise en œuvre d’un projet, en tout ou en partie, une évaluation environnementale (EE) doit être effectuée pour certaines activités concrètes désignées afin de déterminer si le projet est susceptible d’entraîner des effets négatifs importants sur l’environnement. Dans le cas des nouvelles centrales nucléaires, une EE est effectuée avant que le premier permis, à savoir le permis de préparation de l’emplacement, ne soit délivré. Cette EE couvre toutes les phases du cycle de vie d’un projet (de la préparation de l’emplacement à l’abandon). Les EE sont décrites de façon plus détaillée à l’alinéa 17(ii)a).

Recommandations, décisions et approbations connexes relatives à la délivrance d’un permis

L’évaluation par le personnel de la CCSN des renseignements accompagnant une demande de permis est enrichie par les commentaires formulés par d’autres ministères et organismes fédéraux et provinciaux chargés de réglementer la santé et la sécurité, la protection de l’environnement, la préparation aux situations d’urgence et le transport de marchandises dangereuses se rapportant aux projets de nature nucléaire. La CCSN maintient des protocoles d’entente avec ces ministères et organismes. La LSRN exige également que les membres du public soient invités à participer aux audiences visant la délivrance de permis pour les installations nucléaires de catégorie I (centrales nucléaires, usines de conversion, réacteurs de recherche) et les mines et usines de concentration d’uranium.

Les membres du personnel de la CCSN consignent les conclusions et les recommandations découlant de leurs examens dans des documents à l’intention des commissaires (CMD) qu’ils soumettent ensuite à la Commission aux fins d’une audience publique organisée en une ou en deux parties. En ce qui concerne les audiences publiques plus conventionnelles en deux parties, la Commission tient compte des conclusions et recommandations initiales lors de la première partie de l’audience publique (voir la figure 7.2 présentée précédemment), ainsi que des informations présentées par le demandeur de permis. Lors de la deuxième partie de l’audience publique, la Commission, conformément aux Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire, invite d’autres parties intéressées (membres du public, organisations non gouvernementales, communautés autochtones, syndicats, municipalités, autres ministères gouvernementaux, intervenants du secteur de l’énergie nucléaire) à intervenir, leur offrant l’occasion de présenter les informations qu’elles jugent utiles pour la décision d’autorisation en question.

Dans le cas de l’autorisation d’une centrale nucléaire, suffisamment de temps est habituellement alloué aux intervenants lors de la deuxième partie de l’audience afin qu’ils puissent présenter leur information et s’adresser à la Commission (ceci comprend habituellement un exposé oral de 10 minutes pour résumer les points principaux de leur mémoire, suivi par une période de questions allouée aux commissaires à laquelle aucune limite de temps n’est assignée). Le personnel de la CCSN et les titulaires de permis peuvent également présenter des renseignements supplémentaires ou révisés lors de la deuxième partie de l’audience à titre de suivi aux délibérations de la première partie. Les audiences publiques sont diffusées en direct sur le Web et les vidéos sont disponibles en ligne pendant au moins trois mois après l’audience. De plus, une transcription littérale de ces procédures est publiée moins d’une semaine après leur tenue.

Pendant et après les audiences publiques, la Commission étudie les informations fournies et prend la décision finale concernant l’octroi du permis. La CCSN émet des communiqués de presse pour informer le public des décisions prises. Les comptes rendus des délibérations des audiences et les motifs de décisions de la Commission sont affichés sur le site Web de la CCSN dans les deux langues officielles et envoyés à tous les participants.

Contenu des permis – Généralités

Les permis de la CCSN visant les centrales nucléaires contiennent une exigence générale qui consiste à mener les activités autorisées conformément au fondement d’autorisation. Le fondement d’autorisation est défini comme l’ensemble des exigences et des documents regroupant :

1. les exigences réglementaires stipulées dans les lois et règlements applicables;
2. les conditions et les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis pour l’installation ou l’activité et les documents cités en référence dans ce permis;
3. les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l’appui de cette demande.

Cela signifie que les renseignements et les engagements soumis avec la demande de permis deviennent une obligation légale pour le titulaire de permis (en particulier la partie (iii) du fondement d’autorisation). Les documents devant être présentés pour corroborer la demande de permis sont des documents détaillés contenant des renseignements à l’appui de la conception, des analyses de la sûreté et de tous les aspects de l’exploitation auxquels le titulaire de permis fait référence, ainsi que des documents qui décrivent le déroulement des opérations et les activités d’entretien.

Le fondement d’autorisation établit les conditions limites du rendement acceptable pour une installation réglementée. Il jette ainsi les bases du programme de conformité de la CCSN (voir le paragraphe 7.2(iii)) qui est conçu de façon à s’assurer que le titulaire de permis continue de répondre aux exigences et d’exercer l’activité autorisée tout en respectant le fondement d’autorisation.

Durant la période d’autorisation, le titulaire de permis peut apporter des améliorations aux dispositions qu’il a prises, à ses activités d’exploitation et à la conception de l’installation pourvu que ces améliorations respectent le fondement d’autorisation et soient mises en œuvre conformément à son système de gestion. Le titulaire de permis doit obtenir l’approbation écrite de la Commission s’il désire apporter une modification débordant du cadre du fondement d’autorisation.

Ces permis contiennent également une condition générale selon laquelle le titulaire de permis doit aviser la CCSN par écrit lorsqu’il modifie ses mesures de sûreté et de réglementation. Ceci permet au personnel de la CCSN de confirmer que l’exploitation se poursuit conformément au fondement d’autorisation. Les permis peuvent aussi inclure d’autres modalités et conditions auxquelles les titulaires de permis doivent se conformer, notamment des renvois à des documents d’application de la réglementation ou à des normes du secteur nucléaire. Le paragraphe 24(5) de la LSRN autorise la Commission à inclure dans une licence ou un permis toute condition qu’elle estime nécessaire à l’application de la Loi.

Les permis de centrale nucléaire peuvent contenir des dispositions qui nécessitent une approbation ou un consentement pour aller de l’avant lorsqu’il y a des situations ou des changements où le rendement du titulaire de permis :

• ne serait pas conforme aux exigences réglementaires établies dans les lois et règlements pertinents;
• déborderait du cadre du fondement d’autorisation.

En vertu du paragraphe 37(1) de la LSRN, la Commission peut designer toute personne qu’elle estime qualifiée pour remplir les fonctions de fonctionnaire désigné et peut ensuite autoriser un fonctionnaire désigné à s’acquitter des activités énumérées au paragraphe 37(2) de la LSRN, notamment le pouvoir de délivrer, renouveler, suspendre, modifier, révoquer ou remplacer un permis appartenant à la catégorie déterminée par la Commission. Les permis de centrale nucléaire peuvent également indiquer si la Commission a la possibilité de déléguer le pouvoir d’approbation au personnel de la CCSN (un processus connu sous le nom d’« accord du personnel de la CCSN »).

Un type d’approbation qui figure couramment dans un permis de centrale nucléaire est un « point d’arrêt », un jalon précis établi dans un permis pour séparer les phases critiques d’un plan de travail et permettre un examen réglementaire avant d’autoriser le titulaire de permis à aller de l’avant. Le titulaire de permis demande l’approbation écrite préalable de la Commission ou d’une personne autorisée par la Commission avant la levée du point d’arrêt réglementaire.

On retrouve à l’alinéa 72(ii)d), « Renouvellement de permis et mise à jour du fondement d’autorisation », des exemples d’approbations de la Commission et d’accords du personnel de la CCSN concernant un point d’arrêt inclus dans un permis d’exploitation d’une centrale nucléaire.

Modifications de permis

La LSRN confère à la Commission le droit de délivrer, de renouveler, de suspendre, de modifier, de révoquer ou de remplacer des permis (pour modifier les conditions actuelles des permis ou pour ajouter de nouvelles exigences aux permis, par exemple). Des modifications peuvent être apportées à un permis à l’initiative de la Commission ou à la suite d’une demande du titulaire de permis et, si nécessaire, ceci peut être effectué relativement rapidement. La CCSN peut ainsi traiter de manière efficace les questions de sûreté ou autres dans le cadre du processus d’autorisation.

Manuels des conditions de permis

Les permis d’exploitation de centrales nucléaires contiennent des exigences relativement générales, communes à toutes les centrales nucléaires du Canada. Ceci réduit fortement le besoin de modifier le permis par la Commission au cours de la période d’autorisation. Cependant, chaque site de centrale nucléaire doté d’un permis d’exploitation a un manuel des conditions de permis (MCP) connexe dont le contenu relève de la responsabilité du personnel de la CCSN. Une proposition de MCP est présentée à toute audience sur la délivrance d’un permis afin que la Commission puisse l’examiner.

La manière dont les permis et les MCP sont structurés suit les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN. Ces 14 DSR couvrent tous les volets techniques de la surveillance réglementaire et sont utilisés dans tous les processus de base de la CCSN. Les DSR sont regroupés en trois principaux domaines fonctionnels : la gestion, les installations et l’équipement, et les principaux processus de contrôle. Chaque DSR encadre un aspect du profil de sûreté général d’un ensemble d’activités proposé, puis est divisé en domaines particuliers qui définissent les éléments clés de chaque DSR. Le cadre des DSR comprend un ensemble commun de conditions en matière de sûreté et de réglementation qui assure une certaine uniformité dans les examens, les évaluations, les recommandations et les rapports à l’intention de la Commission, ce qui favorise les communications entre le personnel de la CCSN, les titulaires de permis, la Commission et les membres du public.

Le MCP, outil d’information à l’intention des titulaires de permis et du personnel de la CCSN, rassemble en un seul document l’ensemble des renseignements, explications, attentes et processus connexes servant à définir et à interpréter les conditions de permis et à en effectuer le contrôle. Le MCP est lu en même temps que le permis. Le MCP fait un lien entre chaque condition du permis et les critères de vérification de la conformité (CVC) que le personnel de la CCSN utilise pour confirmer la conformité du titulaire de permis aux conditions du permis. Les CVC sont alignés sur le fondement d’autorisation et documentent les plans de mise en œuvre, les points à régler et les dates des étapes de transition requises pour respecter certaines conditions du permis. Ils indiquent les dernières révisions ainsi que les dates d’entrée en vigueur des documents d’application de la réglementation de la CCSN et des normes du secteur nucléaire cités qui font partie du fondement d’autorisation. Ils énoncent également le processus suivi par le titulaire de permis pour informer la CCSN des modifications apportées aux documents qui composent la partie (iii) du fondement d’autorisation. Enfin, les CVC fournissent des renseignements relatifs à l’obtention de l’approbation de la Commission ou de l’accord du personnel de la CCSN pour des changements particuliers (p. ex. les points d’arrêt), tel qu’il a été expliqué précédemment.

De plus, le MCP contient des éléments d’orientation pour chacune des conditions de permis, ceux‑ci étant sous forme de suggestions ou de conseils non obligatoires sur la manière dont le titulaire de permis peut se conformer à la condition de permis. Il englobe également la gestion des dossiers et des documents.

Toutes les révisions du MCP d’une centrale nucléaire pendant la période d’autorisation doivent être approuvées par le personnel de la CCSN :

Centrale en exploitation

Directeur général, Direction de la réglementation des centrales nucléaires

Demandes visant de nouvelles installations

Directeur général, Direction de l’amélioration de la réglementation et de la gestion des projets majeurs

7.2(ii)b) Permis de préparation d’un emplacement

La sélection d’un emplacement pour l’exploitation à long terme d’une nouvelle centrale nucléaire ne constitue pas par elle‑même une activité réglementée au Canada (bien que les activités de caractérisation et d’évaluation de l’emplacement, effectuées en appui au choix de l’emplacement, soient réglementées). Ce choix est donc en grande partie du ressort du promoteur du projet, des municipalités, ainsi que des provinces ou territoires concernés. La seule exception à cette pratique est le cas où le gouvernement du Canada, par l’entremise de Ressources naturelles Canada (RNCan), agit à titre de promoteur et qu’il fait directement la promotion d’un projet fédéral (c.‑à‑d. dirigé par le gouvernement) d’une centrale nucléaire. Quelles que soient les circonstances, la CCSN ne participe pas au processus de sélection de l’emplacement.

Lorsqu’il soumet une demande pour un permis de préparation de l’emplacement, il incombe au demandeur de démontrer à la CCSN que l’emplacement prévu est approprié pour un développement futur, et que les activités visées par le permis ne présentent pas de risque indu pour la santé et la sécurité des personnes, le maintien de la sécurité nationale et la protection de l’environnement, sur le site même et dans la région environnante. En plus de traiter des activités se rapportant à l’évaluation et à la préparation de l’emplacement, les informations relatives aux sujets devant être couverts dans le cas d’un permis de préparation de l’emplacement doivent tenir compte du cycle de vie complet de l’installation prévue. Le demandeur doit également démontrer que les activités autorisées prévues répondent à toutes les exigences réglementaires pertinentes.

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, décrit le processus global d’évaluation de l’emplacement d’une centrale nucléaire au Canada. Il se veut un complément aux exigences connexes contenues dans la réglementation qui se rapportent à la présentation d’une demande en plus de codifier l’expérience acquise dans le cadre des récentes évaluations de nouvelles centrales nucléaires potentielles et de tenir compte des leçons tirées. Plus précisément, il :

• fournit des critères d’évaluation de l’emplacement (p. ex. pour tenir compte de l’impact de l’emplacement sur l’environnement, des plans d’urgence et des dangers externes d’origine naturelle ou humaine);
• établit des attentes au sujet de la collecte de données sur l’emplacement;
• établit des attentes au sujet de l’assurance de la qualité et de la consultation du public et des Autochtones.

Des renseignements supplémentaires concernant les critères d’évaluation de l’emplacement dans le document REGDOC‑1.1.1 sont donnés dans l’introduction de l’article 17.

L’efficacité du processus de réglementation peut être maximisée si le demandeur évalue de façon exhaustive l’emplacement prévu pour le projet, et s’il documente pleinement les motifs du choix de l’emplacement avant d’entreprendre les processus de délivrance de permis et d’EE. Le document REGDOC‑1.1.1 comprend des critères à l’égard de la quantité d’information requise sur la conception de l’installation afin de corroborer les motifs du choix de l’emplacement.

La CCSN s’attend à ce que, dans le cadre du processus d’évaluation de l’emplacement, le demandeur annonce publiquement son intention de construire l’installation et entreprenne un programme robuste de communication publique qui se poursuivra tout au long de la durée de vie du projet. Ceci comprend des réunions publiques organisées par le demandeur au cours desquelles le public peut exprimer ses points de vue et poser des questions au demandeur.

7.2(ii)c) Permis de construction

Lorsqu’il demande un permis de construction d’une nouvelle centrale nucléaire, le demandeur doit démontrer à la CCSN que la conception de la centrale nucléaire qu’il propose est conforme aux exigences réglementaires et qu’elle pourra être exploitée de façon sûre à l’emplacement prévu pendant toute sa durée de vie. Les informations à fournir à l’appui d’une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire constituent le « dossier de sûreté » et elles comprennent, par exemple :

• une description de la conception proposée pour la nouvelle centrale nucléaire, y compris la façon dont elle tient compte des caractéristiques physiques et environnementales de l’emplacement;
• les caractéristiques environnementales de référence du site et des environs;
• un rapport préliminaire d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de la centrale est adéquate;
• les mesures pour atténuer les effets de la construction, de l’exploitation ou du déclassement de l’installation sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes;
• l’information sur les rejets potentiels de substances nucléaires et de substances dangereuses et les mesures proposées pour les contrôler;
• les programmes et calendriers proposés pour le recrutement et la formation du personnel participant à la construction, à la mise en service et à l’exploitation de la centrale;
• les programmes qui seront mis en œuvre et les activités qui seront entreprises par le demandeur pour effectuer la surveillance des activités de conception, d’approvisionnement, de construction, de mise en service et d’exploitation afin de fournir l’assurance que la centrale répondra aux exigences réglementaires et sera conforme à la conception et aux analyses de la sûreté soumises en appui à la demande.

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service, fournit l’assurance au demandeur et à l’organisme de réglementation que les installations seront construites conformément à la conception et que l’installation dotée d’un réacteur répondra à ses exigences en matière de sûreté et sera exploitée de manière sûre. Le personnel de la CCSN utilise ce document pour évaluer les nouvelles demandes de permis de construction d’installations dotées de réacteurs. La CCSN s’applique actuellement à réviser le document RD/GD‑369, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire, qui fournit une orientation aux demandeurs quant aux renseignements devant figurer dans une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire. Afin que le demandeur puisse démontrer que l’installation dotée de réacteurs peut fonctionner en toute sûreté dans les modes pour lesquels elle a été conçue, il faut que la conception de l’installation et l’analyse de la sûreté soient passablement avancées et appuyées par des activités de recherche adéquates et appropriées, dont des analyses et des essais expérimentaux.

L’examen par la CCSN d’une demande de permis de construction est structuré de façon à obtenir une assurance raisonnable que la conception de l’installation répond à toutes les exigences réglementaires et que, telle que conçue, cette dernière peut être construite, mise en service et exploitée de manière sûre, et qu’aucune nouvelle question de sûreté ne sera soulevée avant le démarrage du réacteur. Après la réception d’une demande, la CCSN effectue une évaluation exhaustive des documents de conception, du rapport préliminaire d’analyse de la sûreté, du programme de construction, et de tout autre renseignement requis par les règlements. L’évaluation est fondée sur des analyses scientifiques et techniques rigoureuses de même que des opinions de nature technique qui tiennent compte de l’expérience de la CCSN et de ses connaissances des meilleures pratiques en matière de conception et d’exploitation de centrale nucléaire en usage aux centrales nucléaires en exploitation au Canada et ailleurs dans le monde.

À l’étape de la construction, la CCSN mène des activités de conformité pour vérifier que le titulaire de permis respecte les exigences de la LSRN et des règlements connexes de même que les conditions du permis. Ces activités de vérification de la conformité ont pour but de confirmer que la construction de la centrale nucléaire répond aux exigences de conception, que le titulaire de permis effectue une surveillance adéquate du projet et qu’il répond aux exigences en matière d’assurance de la qualité.

La portée d’un permis de construction couvre toutes les étapes de la construction de l’installation ainsi que la phase A de la mise en service, de la façon décrite dans les documents RD/GD‑369 et REGDOC‑2.3.1 (c.‑à‑d. la mise en service de l’ensemble des structures, systèmes et composants [SSC] effectuée avant le premier chargement de combustible). Le but de la phase A de la mise en service est de vérifier, dans la mesure du possible (avant le chargement du combustible), que tous les SSC ont été installés correctement et qu’ils fonctionnent conformément aux exigences de conception (ceci comprend leur réponse aux conditions anormales, comme précisé dans l’analyse de la sûreté). Plus de renseignements sur les activités de mise en service sont fournis au paragraphe 19(i).

Le titulaire de permis doit également établir une bonne partie de l’organisation qui sera chargée de l’exploitation de sorte que les opérations, processus et procédures seront en place avant l’obtention du permis d’exploitation. Cette approche est une composante d’une philosophie globale visant à faciliter la transition de la phase de construction à la phase de mise en service et finalement à la phase d’exploitation commerciale. De plus, cette approche peut procurer une plus grande certitude d’obtenir un permis d’exploitation de l’organisme de réglementation si le titulaire de permis démontre un bon rendement en matière de conformité à la réglementation relative à la construction de l’installation.

Les activités de surveillance réglementaire comprennent entre autres :

• les inspections, la surveillance, les examens, l’observation des essais de mise en service et les évaluations des résultats de ces essais;
• les inspections aux installations de fabrication;
• l’évaluation de l’efficacité de la surveillance des activités de construction et de mise en service effectuées par le demandeur;
• les approbations et les accords relativement aux points d’arrêt, donnés par la Commission et par le personnel de la CCSN respectivement;
• la surveillance des progrès réalisés par le titulaire de permis au chapitre du développement de son organisation pour se préparer à une éventuelle demande de permis d’exploitation.

7.2(ii)d) Permis d’exploitation

Le processus de délivrance d’un permis d’exploitation est décrit en détail dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium.

Au moment de soumettre une demande de permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, le demandeur doit démontrer à la CCSN qu’il a établi des systèmes, plans et programmes de gestion de la sûreté appropriés qui permettront d’exploiter la centrale de manière sûre et sans risque. Ceci comprend une démonstration que la phase A de la mise en service a été réalisée avec succès et que tous les systèmes importants pour la sûreté sont prêts pour que le premier chargement du combustible dans le cœur puisse aller de l’avant.

La liste suivante énonce certains des renseignements qui doivent accompagner une demande de permis d’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire pour satisfaire aux exigences des règlements et du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire :

• une description des SSC de la centrale nucléaire, y compris leurs caractéristiques de conception et leurs conditions de fonctionnement;
• le rapport final d’analyse de la sûreté;
• les mesures, programmes, politiques, méthodes et procédures proposés concernant :
  • les phases B, C et D de la mise en service (c.‑à‑d. la mise en service de tous les SSC de l’installation après le premier chargement de combustible dans le cœur),
  • l’exploitation et l’entretien de la centrale nucléaire,
  • la manipulation des substances nucléaires et des substances dangereuses,
  • le contrôle des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement,
  • la prévention et l’atténuation des effets de l’exploitation et du déclassement de la centrale sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes,
  • l’aide apportée aux autorités externes relativement aux activités de préparation aux urgences, y compris les procédures en cas de rejet accidentel hors site,
• le programme d’information et de divulgation publiques visant à tenir le public et les auditoires cibles informés des effets anticipés de l’exploitation de la centrale nucléaire sur leur santé et leur sécurité et sur l’environnement;
• le plan préliminaire de déclassement à jour;
• les garanties financières proposées pour les activités visées par le permis.

Les informations dont un demandeur doit disposer pour que sa demande de permis d’exploitation soit acceptée sont décrites plus en détail dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑1.1.3.

En ce qui concerne une demande de permis d’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire, en plus d’évaluer les renseignements inclus dans la demande de permis initiale, la CCSN vérifie que tous les problèmes cernés à l’étape de la construction ont été corrigés.

Le permis initial d’exploitation autorise le chargement du combustible et le début de la mise en service suite à ce chargement (c.‑à‑d. les phases B, C et D). Ces activités complètent le programme global de mise en service des SSC, qui sert à confirmer que :

• les caractéristiques importantes de la sûreté opérationnelle correspondent à celles utilisées pour effectuer les analyses de la sûreté;
• la centrale nucléaire a été construite selon les plans;
• les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté fonctionnent de façon fiable.

On traite de la mise en service plus en détail au paragraphe 19(i).

Durée des permis

La CCSN délivre des permis de durée variable qui lui permettent de réglementer les centrales nucléaires d’une façon qui tient davantage compte du risque (en particulier grâce à l’ajustement de leur durée en fonction du rendement antérieur du titulaire de permis et des constatations faites lors des activités de vérification de la conformité). Le titulaire de permis peut également demander que son permis ait une durée particulière pour tenir compte d’activités ou de changements prévus dans l’état de la centrale (comme le début ou la fin d’une réfection).

Le document à l’intention des commissaires CMD 02‑M12, Nouvelle démarche pour recommander les périodes d’autorisation, énonce des facteurs que le personnel de la CCSN doit prendre en compte au moment de formuler une recommandation à la Commission sur la durée d’un permis. Ces facteurs comprennent :

• les dangers associés à l’installation;
• la mise en place des programmes de gestion de la qualité du titulaire de permis;
• la mise en œuvre, par le titulaire de permis et par la CCSN, d’un programme de conformité;
• l’expérience du titulaire de permis;
• les cotes attribuées par la CCSN au rendement du titulaire de permis dans les domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN;
• les exigences du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire;
• le cycle de planification de l’installation.

Par contre, la Commission se réserve le droit de délivrer des permis d’une durée relativement courte si le rendement global du titulaire n’est pas satisfaisant ou pour d’autres raisons, notamment celles énumérées ci‑dessus.

Renouvellement de permis et mise à jour du fondement d’autorisation

Au cours de la période de référence, les permis d’exploitation des centrales nucléaires de Pickering, Bruce et Point Lepreau ont tous été renouvelés. Ceux des centrales de Pickering et de Bruce ont été renouvelés pour une période de dix ans lors d’audiences distinctes tenues en 2018, tandis que celui de la centrale de Point Lepreau a été renouvelé en 2017 pour une période de cinq ans.

Le permis d’exploitation de Gentilly‑2 a expiré pendant la période de référence (voir l’alinéa 7.2(ii)e)). En 2016, la Commission a délivré à Hydro‑Québec un permis d’une durée de dix ans pour déclasser Gentilly‑2.

Lors du renouvellement d’un permis d’exploitation, le titulaire du permis doit indiquer les changements apportés aux renseignements qui accompagnaient la demande précédente. Des exemples de renseignements devant généralement être fournis à l’appui d’une demande de renouvellement de permis d’exploitation d’une centrale nucléaire sont donnés à l’appendice C du septième rapport du Canada. Ces renseignements deviennent partie intégrante du fondement d’autorisation de la centrale nucléaire une fois qu’un permis d’exploitation est délivré, comme il est expliqué à l’alinéa 7.2(ii)a). La CCSN planifie et effectue une évaluation équilibrée des programmes et activités du titulaire de permis qui fournit à la Commission des données exhaustives sur l’installation et sur les activités et le rendement du demandeur. Elle appuie également les recommandations du personnel quant à la décision à prendre à l’égard de la délivrance du permis et définit l’orientation relative aux activités de réglementation. L’alinéa 14(i)b) donne une description d’une telle évaluation.

Le renouvellement de permis est un mécanisme visant à mettre en œuvre les nouvelles exigences énoncées dans les récents documents REGDOC ou normes de la CCSN, ce qui contribue à l’amélioration continue de la sûreté des centrales nucléaires. Avant leur mise en œuvre, la CCSN consulte les titulaires de permis sur le besoin d’une période de transition ou d’un plan de mise en œuvre pour atteindre la pleine conformité. La mise en œuvre des documents REGDOC de la CCSN ou des normes nécessite souvent une série de consultations dont des ateliers conjoints entre la CCSN et le secteur nucléaire et des visites dans les centrales nucléaires par le personnel de la CCSN. La Commission peut fournir des instructions sur la mise en œuvre prévue des nouveaux REGDOC ou des nouvelles normes dans le cadre du processus de renouvellement de permis. À la suite du renouvellement du permis, les détails concernant la mise en œuvre de ces REGDOC et normes sont consignés dans le MCP. Par exemple, le MCP contient la date prévue de mise en œuvre du nouveau REGDOC ou de la nouvelle norme, qui peut être fixée après le début de la période d’autorisation.

Dans le cadre des efforts d’amélioration continue déployés au cours de leurs périodes d’autorisation, les titulaires de permis mettent également en œuvre de nouveaux documents d’application de la réglementation et de nouvelles normes (ou de nouvelles versions de ceux‑ci) qui n’avaient pas été pris en considération au moment du renouvellement de leurs permis d’exploitation. Ceci se fait selon une approche axée sur le risque qui tient compte du moment le plus efficace et le plus efficient pour ajuster les programmes afin de répondre à l’évolution des exigences. Le MCP est utilisé pour documenter de façon continue l’état d’avancement de la mise en œuvre des nouveaux documents d’application de la réglementation et des nouvelles normes. Le personnel de la CCSN informe la Commission une fois par an des changements importants apportés au MCP et des progrès accomplis dans la mise en œuvre des nouveaux documents d’application de la réglementation et des nouvelles normes. Cette présentation de rapports annuels est décrite à l’appendice E.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation se familiarisent actuellement avec la nouvelle pratique qui consiste à procéder à un BPS au moment du renouvellement de leur permis d’exploitation. Les BPS permettent aussi d’envisager la mise en œuvre de nouvelles exigences associées aux normes, pratiques et codes modernes. Les progrès réalisés relativement aux BPS au Canada sont décrits ci‑après.

Renouvellement de permis et points d’arrêt réglementaires

Les renouvellements de permis d’exploitation des centrales nucléaires ayant eu lieu au cours de la période de référence ont été assortis de points d’arrêt réglementaires. En guise d’exemple, une condition a été ajoutée au permis d’exploitation des centrales de Bruce‑A et Bruce‑B afin que Bruce Power obtienne l’approbation de la Commission, ou l’accord de la personne qu’elle aura désignée à cette fin, avant de procéder à des phases précises du remplacement de composants majeurs. Les quatre points d’arrêt imposés, qui ont été ajoutés au MCP, sont les suivants :

Phase A

Avant le chargement du combustible

Phase B

Avant de lever l’état d’arrêt garanti

Phase C

Avant de dépasser 1 % de la pleine puissance

Phase D

Avant de dépasser 35 % de la pleine puissance

Pour chacune de phases, la Commission a délégué au premier vice‑président et chef de la réglementation des opérations de la Direction générale de la réglementation des opérations de la CCSN le pouvoir de lever les points d’arrêt réglementaires aux fins de la remise en service.

Le permis d’exploitation de la centrale nucléaire de Darlington et le MCP connexe comprennent des dispositions analogues en ce qui a trait aux points d’arrêt réglementaires rattachés aux activités de réfection.

Bilans périodiques de la sûreté dans le cadre de la délivrance de permis

Le document REGDOC‑2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté, est conforme au Guide de sûreté particulier de l’AIEA n^o SSG‑25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants.

Les BPS complètent les évaluations actuelles de la CCSN dans le cadre de son processus de renouvellement d’un permis d’exploitation de centrale nucléaire. Les domaines de sûreté et de réglementation qui fournissent le cadre destiné à l’évaluation de la sûreté du renouvellement de permis (et de l’EIS ou du BPS) couvrent les facteurs de sûreté du BPS de l’AIEA. La mise en œuvre du BPS à la CCSN est relativement simple dans la mesure où une fréquence régulière est attribuée aux activités de réglementation qui ont été précédemment menées à l’occasion de projets de prolongation de la durée de vie « ponctuels ». Comme expliqué ci‑dessus, l’imposition d’exigences dans les nouveaux documents REGDOC ou les nouvelles normes a déjà été bien établie dans le processus de renouvellement de permis de la CCSN, avant l’adoption du BPS.

Conformément aux exigences du document REGDOC‑2.3.3, les documents qui doivent être présentés à la CCSN pour un BPS comprennent :

• le document de fondement du BPS
• les rapports sur l’examen de chaque facteur de sûreté (rapports sur les facteurs de sûreté)
• le rapport d’évaluation globale
• le plan intégré de mise en œuvre (PIMO)

Le plan intégré de mise en œuvre recense les mesures correctives et les améliorations de la sûreté qui tiennent compte de toutes les lacunes relevées dans le BPS.

Dans le cadre de la transition vers un régime de réglementation axé sur le BPS, les membres du personnel de la CCSN ont commencé à recommander des permis d’exploitation de centrale nucléaire d’une durée de dix ans, avec un BPS réalisé tous les dix ans pour coïncider avec le renouvellement de permis. Cette nouvelle obligation de procéder à des BPS pour les centrales nucléaires était l’activité phare d’une initiative plus vaste de la CCSN visant à envisager la mise en œuvre des BPS pour toutes les installations nucléaires de catégorie I au Canada. Cette initiative était soutenue par une modification apportée en 2017 au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I qui exige que tous les exploitants de centrale nucléaire réalisent un BPS à des intervalles précisés dans leur permis d’exploitation.

Les sections suivantes décrivent les progrès accomplis pendant la période de référence au chapitre des BPS applicables à chacun des sites des centrales nucléaires en exploitation.

Centrale de Bruce

Bruce Power a procédé à un BPS pour étayer sa demande présentée en 2017 afin de faire renouveler le permis d’exploitation des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B pour une période de dix ans, période pendant laquelle auront lieu des arrêts dus au remplacement de composants majeurs.

Bruce Power a présenté à la CCSN les rapports sur les facteurs de sûreté des centrales nucléaires de Bruce‑A et de Bruce‑B en août 2015 et en septembre 2016, respectivement. En décembre 2016, Bruce Power a présenté un rapport d’évaluation globale et un PIMO en un seul document puisque les conceptions de ses centrales sont quasi identiques et qu’elles partagent des programmes communs. La Commission a approuvé le PIMO à l’issue du processus de renouvellement du permis en 2018, l’assortissant d’une condition, soit que Bruce Power mette en œuvre le PIMO.

Centrale de Pickering

OPG a procédé à un BPS pour étayer sa demande présentée en 2017 afin de faire renouveler le permis d’exploitation de la centrale de Pickering. L’examen reposait sur une période d’autorisation de dix ans comprenant l’exploitation commerciale jusqu’à la fin de 2024, suivie d’une phase de stabilisation et de stockage sûr jusqu’à la fin de 2028.

OPG a présenté le document de fondement du BPS à la CCSN en juillet 2016. En juillet 2017, OPG avait terminé 15 examens des facteurs de sûreté et 2 examens complémentaires. Les points forts et les lacunes cernés ont été intégrés au processus d’évaluation globale. En février 2018, OPG a présenté le rapport d’évaluation globale à la CCSN, et, toujours en 2018, la Commission a approuvé le PIMO à l’issue du processus de renouvellement de permis et a assorti le permis d’exploitation de la condition exigeant qu’OPG mette en œuvre le PIMO.

Centrale de Darlington

Au cours de la période de référence précédente, OPG avait réalisé un examen intégré de la sûreté pour corroborer sa demande de renouvellement du permis d’exploitation de la centrale de Darlington. La Commission avait approuvé le PIMO qui en avait découlé dans le cadre du processus de renouvellement de permis en 2015, exigeant, dans les conditions, qu’OPG le mette en œuvre. Les travaux de réfection ont débuté en octobre 2016 et se poursuivront pendant la prochaine période de référence. Le permis d’exploitation de la centrale de Darlington comprend une condition distincte exigeant qu’OPG procède à son premier BPS pour appuyer sa prochaine demande de renouvellement.

Centrale de Point Lepreau

Énergie NB a réalisé un examen intégré de la sûreté en marge de ses travaux de remise à neuf qui ont pris fin avec la reprise de l’exploitation à la centrale de Point Lepreau en 2012. Le permis d’exploitation actuel de la centrale expire en 2022. Énergie NB procède à un BPS afin d’appuyer une demande visant à obtenir un permis d’une durée de dix ans. À la fin de la période de référence, Énergie NB avait terminé la rédaction du document du fondement du BPS et la majeure partie des examens des facteurs de sûreté, en plus d’avoir entrepris l’évaluation globale.

7.2(ii)e) Permis de déclassement

Les exigences précises à satisfaire pour obtenir un permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I sont énumérées à l’article 7 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI). Les renseignements indiqués à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) ainsi qu’à la section exposant les exigences générales du RINCI sont également requis. Voici des exemples des exigences à satisfaire relativement à une demande de permis de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I :

• les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peut avoir le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets;
• les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement;
• les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale, y compris un plan d’intervention d’urgence.

La CCSN exige que la planification du déclassement se déroule tout au long du cycle de vie de l’activité autorisée et qu’un plan préliminaire de déclassement (PPD) ainsi qu’un plan détaillé de déclassement (PDD) soient présentés à la CCSN aux fins d’approbation. Le guide d’application de la réglementation G‑219, Plans de déclassement des activités autorisées, explique aux titulaires de permis ce qui est attendu d’eux sur le plan réglementaire concernant la préparation et le contenu des PPD et PDD visant les activités autorisées par la CCSN.

Dans le cadre de ses efforts permanents pour moderniser son cadre de réglementation, la CCSN s’affaire actuellement à rédiger le document REGDOC‑2.11.2, Déclassement, qui remplacera, une fois publié, le guide G‑219. Par ailleurs, la norme du Groupe CSA N294.0, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, comprend des exigences et des orientations supplémentaires concernant le déclassement des installations nucléaires et autres installations où des substances nucléaires sont gérées, détenues ou entreposées.

La CCSN exige que les titulaires de permis maintiennent un plan de déclassement et une garantie financière aux fins du déclassement comme condition à leur permis.

Enjeu 7RE E-3 pour le Canada issu de la septième réunion d’examen de la CSN

« Officialiser l’approche prévue pour la fin de l’exploitation des centrales nucléaires à tranches multiples. »

Les travaux de réfection et de prolongation de la durée de vie utile qui visent actuellement le parc de centrales nucléaires à tranches multiples du Canada a repoussé la nécessité de cette initiative.

Le processus réglementaire qu’il convient de suivre pour mettre fin à l’exploitation commerciale d’une centrale nucléaire est exposé en détail dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium. Pendant la phase d’exploitation, le titulaire de permis fixe une date cible à laquelle prendra fin l’exploitation de l’installation. En règle générale, cette date est ciblée plusieurs années à l’avance afin de laisser suffisamment de temps pour l’élaboration et la mise en œuvre des plans qui assureront une exploitation sûre en tout temps pendant les dernières années d’exploitation et une transition sans anicroche de l’installation vers un état d’arrêt sûr permanent et la mise en œuvre éventuelle de la stratégie de déclassement envisagée.

En ce qui a trait à fin de l’exploitation de l’installation, la CCSN exige du titulaire de permis qu’il mette au point un plan d’ensemble qui comprend les étapes devant mener à l’arrêt permanent et à la transition de l’installation de l’état d’arrêt à un état stable (c.‑à‑d. les activités de stabilisation).

Le document REGDOC‑2.11.2 a pour fonction de codifier les attentes réglementaires relatives aux activités de préparation au déclassement, notamment les attentes relatives à la transition de l’installation de l’état d’exploitation commerciale au déclassement. Par conséquent, les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 7RE E3 se poursuivront pendant la prochaine période de référence. Le Canada recommande que cet enjeu demeure ouvert.

7.2(iii) Programme d’inspections et d’évaluations réglementaires

L’article 30 de la LSRN autorise les inspecteurs de la CCSN à effectuer des inspections afin de s’assurer du respect, par les titulaires de permis, des exigences réglementaires et des conditions du permis. Effectuées aux termes de l’alinéa 24(4)b) de la LSRN, ces inspections visent à confirmer que le titulaire de permis a pris des mesures appropriées pour assurer de façon adéquate la préservation de la santé et de la sécurité des personnes, la protection de l’environnement, le maintien de la sécurité nationale et le respect des obligations internationales que le Canada a assumées.

La CCSN conçoit et met en œuvre un programme de conformité qui tient compte :

• du risque (pour la santé et la sécurité des personnes, pour l’environnement et pour la sécurité nationale);
• du respect des accords internationaux que le Canada a conclus;
• des antécédents en matière de conformité de la personne ou organisme assujetti à la LSRN.

La CCSN met en œuvre un processus de conformité appliqué à l’échelle de l’organisme (un des processus essentiels du système de gestion de la CCSN, voir l’alinéa 8.1d)) qui comporte les éléments suivants :

• les mesures visant à promouvoir la conformité;
• les vérifications pour s’assurer que les titulaires de permis se conforment aux exigences et aux attentes;
• les mesures de contrôle réactives visant à assurer la conformité des titulaires de permis (décrites au paragraphe 7.2(iv));
• l’uniformité dans la méthode et la réalisation des activités de conformité.

Le processus de conformité fournit des renseignements servant au processus de délivrance initiale des permis et au processus de renouvellement de ceux‑ci, ces derniers étant décrits au paragraphe 7.2(ii).

7.2(iii)a) Promotion de la conformité

La promotion de la conformité désigne toutes les activités destinées à promouvoir le respect des exigences légales. Elle vise à favoriser l’atteinte d’un niveau maximal de conformité en renforçant les facteurs qui lui sont favorables et en atténuant ceux qui lui sont nuisibles. La promotion de la conformité comprend entre autres la consultation, la reconnaissance d’un bon rendement, la collaboration avec d’autres organismes de réglementation, ainsi que la diffusion de renseignements à la communauté réglementée sur les exigences réglementaires ou les normes ainsi que sur les raisons d’être de celles‑ci. Concrètement, les activités de promotion de la conformité comprennent entre autres des séances de formation, des séminaires, des ateliers et des conférences.

7.2(iii)b) Vérification de la conformité

Généralités

La vérification désigne toutes les activités permettant de déterminer et de documenter si les programmes et le rendement des titulaires de permis satisfont aux exigences légales et aux critères d’acceptation. Bien qu’elles puissent être adaptées selon les titulaires de permis et les circonstances, les activités sont structurées en fonction des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN. Les activités de vérification comprennent :

• les inspections de type I, qui sont des vérifications des programmes ou processus des titulaires de permis et de leur mise en œuvre;
• les inspections de type II, qui sont axées sur le rendement ou les résultats des programmes ou processus, y compris les visites sur le terrain et les inspections visuelles de même que les inspections régulières des systèmes;
• les évaluations techniques de la conformité, c’est‑à‑dire les examens des documents soumis à la CCSN par les titulaires de permis (ou les demandeurs);
• la surveillance et le contrôle, qui comprennent l’examen des dossiers de la centrale nucléaire ainsi que la participation à des réunions sur l’exploitation, la remise en service et la planification des arrêts;
• les inspections sur le terrain, qui reposent principalement sur les observations notées sur les lieux de la centrale nucléaire et qui peuvent être réalisées en un court laps de temps;
• le Programme indépendant de surveillance environnementale, qui s’ajoute au programme de conformité de la CCSN et permet de l’orienter grâce à une vérification des résultats des activités de surveillance environnementale présentés par les titulaires de permis (il s’agit en somme d’une confirmation des détails démontrant la conformité).

Les évaluations techniques de la conformité comprennent les examens des documents des titulaires de permis comme les rapports d’analyse de la sûreté, les rapports trimestriels et les rapports d’événements. Des procédures de travail à usage interne de la CCSN sont disponibles pour effectuer certaines évaluations techniques particulières afin de s’assurer qu’une approche uniforme est suivie et que l’efficacité des activités de réglementation est optimisée. Les systèmes et domaines des activités de vérification s’appliquant aux inspections des centrales nucléaires sont énumérés à l’annexe 7.2(iii)b).

Des évaluations techniques de la conformité sont également effectuées lorsque les titulaires de permis proposent certains changements à leurs activités d’exploitation, leurs documents, etc. Comme indiqué à l’alinéa 7.2(ii)a), les permis exigent que les titulaires de permis informent la CCSN lorsque de tels changements sont apportés. Des membres du personnel de la CCSN effectuent ces évaluations techniques de la conformité pour confirmer que le changement, s’il devait être effectué, respecterait le fondement d’autorisation de l’installation.

En général, les critères d’acceptation utilisés pour vérifier la conformité lors d’évaluations techniques ou d’inspections peuvent s’inspirer des critères de vérification de la conformité que l’on retrouve dans le MCP, des documents du titulaire de permis, des documents d’application de la réglementation de la CCSN et des normes, et de critères non mentionnés dans le MCP tels que :

• les documents de la CCSN non énumérés dans le MCP qui précisent la façon dont la Commission se propose d’appliquer les exigences juridiques;
• d’autres renseignements fournis par les titulaires de permis décrivant comment ils comptent se conformer aux exigences réglementaires dans l’exercice de leurs activités autorisées;
• les avis d’experts émis par le personnel de la CCSN, y compris les renseignements sur les meilleures pratiques du secteur nucléaire.

Inspections

Les inspections comprennent habituellement des entrevues avec le personnel du titulaire de permis, des examens des documents, des données, des registres et des rapports d’événement ainsi que des vérifications de l’alignement des composants sur le terrain.

Certaines inspections consistent à surveiller des activités du titulaire de permis pendant qu’elles se déroulent (p. ex. des exercices ou des mises à l’arrêt). D’autres activités de surveillance recueillent des renseignements en temps réel concernant le rendement du titulaire de permis et les problèmes qui peuvent survenir.

La CCSN a en place un processus exhaustif de réalisation d’inspections qui vise toutes les activités réglementées se rapportant aux centrales nucléaires. Ce processus sert d’assise à l’élaboration de procédures, de formulaires et de guides utilisés par le personnel de la CCSN afin d’améliorer la cohérence et l’efficacité des inspections de toutes les installations et activités réglementées. Un mécanisme de rétroaction est également en place pour permettre au personnel de la CCSN de recommander des révisions des documents d’inspection.

Les membres du personnel de la CCSN chargés de procéder à ces inspections sont choisis en fonction du domaine à évaluer et ils comprennent habituellement des spécialistes de l’administration centrale et des inspecteurs en poste aux bureaux de site. Ces derniers sont désignés en vertu de l’article 29 de la LSRN et les différents pouvoirs qu’ils possèdent, de même que les limites de ces pouvoirs, sont décrits aux articles 30 à 35 de cette loi (pour plus de renseignements, voir l’alinéa 8.1b)). Généralement, le chef d’une équipe d’inspection est un inspecteur de site et il est épaulé par des spécialistes techniques. Le titulaire de permis est prévenu de l’inspection qui sera effectuée ainsi que du domaine visé. Des rencontres sont prévues au début et à la fin des inspections de types I et II (expliquées ci‑après), auxquelles s’ajoutent des séances quotidiennes d’information. Les résultats sont consignés dans un rapport de la CCSN destiné au titulaire de permis et les mesures de suivi nécessaires, assorties de dates cibles, sont consignées.

Dans le but de renforcer l’efficacité, l’efficience, la cohérence et la clarté de la réglementation, le programme de conformité de la CCSN comporte un ensemble planifié d’activités de base de vérification de la conformité, qui comprennent des inspections et des évaluations techniques de la conformité convenant à toute centrale nucléaire en exploitation. Cet ensemble représente les activités minimales de conformité requises pour vérifier que les titulaires de permis se conforment aux exigences réglementaires, et constitue un ensemble raisonnable d’inspections pour un titulaire de permis ayant obtenu des cotes de rendement acceptables, structuré selon les différents domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN.

Les inspections de type I servent à évaluer les programmes des titulaires de permis et peuvent être menées à la suite de modifications apportées aux programmes. Comme les titulaires de permis des centrales nucléaires canadiennes sont bien établis, des inspections de type I sont rarement menées. Les inspections de type I sont planifiées dans les moindres détails, les critères d’approbation étant énoncés à l’avance. Les résultats des inspections de type I sont transmis aux titulaires de permis par lettre.

Les inspections de type II ont pour but d’évaluer l’efficacité des programmes des titulaires de permis et suivent un calendrier régulier. Au cours de la période de référence, un ensemble de guides d’inspection de type II de la CCSN a été mis à jour et d’autres guides ont été élaborés. Les guides sont mis à jour en continu afin de tenir compte de l’état actuel du programme de conformité de la CCSN et des changements apportés au fondement d’autorisation. Les résultats des inspections de type II sont transmis aux titulaires de permis par lettre.

Les inspections sur le terrain, réalisées en l’espace d’une journée, visent à dresser le bilan de l’état actuel de la centrale nucléaire, de son personnel et de son système de gestion. Les processus, les fonctions, les installations et l’équipement qui sont habituellement visés par de telles inspections sont énumérés à l’annexe 7.2(iii)b). Le personnel de la CCSN en poste sur le site des centrales nucléaires procède à des inspections sur le terrain à des intervalles réguliers et communique ses observations préliminaires aux titulaires de permis par l’entremise d’un rapport d’inspection sur le terrain. Le personnel de la CCSN transmet également par lettre aux titulaires de permis un sommaire trimestriel des constatations découlant de ses inspections sur le terrain.

L’exécution des activités de réglementation de base est échelonnée sur une période de cinq ans. Pour tout domaine de sûreté et de réglementation pour lequel la cote attribuée au rendement du titulaire de permis est « Inférieur aux attentes », des principes de gestion en fonction du risque sont utilisés pour déterminer les activités ciblées que le personnel de la CCSN effectuera au cours de la prochaine période pour renforcer les inspections de base. La surveillance comprend un examen trimestriel des résultats de toutes les activités de vérification.

Bien que la plupart des inspections soient planifiées et que le calendrier soit fixé en consultation avec les titulaires de permis, les inspecteurs peuvent effectuer – et effectuent – des inspections réactives pour tenir compte des événements et d’autres constatations (p. ex., les inspections liées à la défaillance des joints d’étanchéité de la pompe du circuit caloporteur primaire à la centrale de Bruce‑A, ou à la contamination interne dans le bâtiment de traitement des déchets de retubage de Darlington, décrites à l’appendice C).

Les résultats des activités de vérification de la conformité de la CCSN ainsi que les évaluations du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis sont présentés chaque année à la Commission et aux parties intéressées dans le cadre d’un rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada (voir l’appendice E pour plus de renseignements).

Outre la CCSN, d’autres organisations interviennent dans la vérification de la conformité des titulaires de permis de centrales nucléaires aux différentes exigences. Mentionnons par exemple Santé Canada et son Fichier dosimétrique national (FDN), qui répertorie les doses reçues par tous les travailleurs au Canada qui font l’objet d’une surveillance en raison de leur exposition professionnelle au rayonnement ionisant. Le FDN se veut un outil très utile aux fins du contrôle réglementaire, car il envoie des avis aux autorités en matière de réglementation lorsqu’il y a surexposition sur leur territoire. Voir l’alinéa 15a) pour plus de renseignements à ce sujet.

Établissement, surveillance, consignation et suivi des rapports des titulaires de permis

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, consolide et donne des précisions sur toutes les exigences réglementaires relatives à la présentation de rapports qui se trouvent dans la LSRN et ses règlements connexes et qui ont trait aux centrales nucléaires. Le REGDOC‑3.1.1 énonce les exigences relatives aux renseignements que les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent soumettre à la CCSN, ainsi qu’aux délais de présentation. Il comprend des exigences relatives aux rapports devant être soumis selon un calendrier prévu (périodique) et de façon aléatoire (les rapports d’événement, par exemple) et a été intégré aux permis d’exploitation de toutes les centrales nucléaires.

Le REGDOC‑3.1.1 fournit des exemples détaillés et de l’orientation quant aux types de situations et d’événements devant être déclarés. La liste est exhaustive et comprend plusieurs événements qui n’auraient pas à être déclarés selon les exigences internationales (p. ex., le Système de notification des incidents ou l’Échelle internationale des événements nucléaires (INES)). En ce qui concerne les situations ou les événements les plus importants pour la sûreté (selon la définition qui en est donnée dans le document d’application de la réglementation), des rapports préliminaires doivent être soumis à la CCSN sans tarder, et d’autres rapports préliminaires sont exigés le jour même (ou avant le prochain jour ouvrable suivant ce jour‑là) où le titulaire de permis détermine qu’une situation ou un événement justifie une déclaration. En ce qui a trait aux événements moins importants pour la sûreté devant être déclarés, des rapports trimestriels ou annuels sont exigés, principalement aux fins d’établissement des tendances et d’analyse des questions de sûreté et de réglementation à long terme.

Le personnel de la CCSN évalue l’importance des événements et des situations signalés. Leur importance est déterminée à l’aide de procédures d’exploitation ou en se fondant sur l’avis d’experts. La priorité avec laquelle il faudrait donner suite à l’événement est également évaluée. Les examens effectués par la CCSN n’ont pas pour objet de reprendre les évaluations déjà effectuées par les titulaires de permis; leur but est de s’assurer que les titulaires de permis ont mis en place des processus appropriés pour prendre les mesures correctives nécessaires et pour assurer la prise en compte, dans le cadre de l’exploitation quotidienne, des leçons tirées des événements antérieurs. Seuls les événements particulièrement importants sur le plan de la sûreté font l’objet d’un examen approfondi de la part du personnel de la CCSN. Celui‑ci peut également faire enquête sur des événements de plus grande importance sur le plan de la sûreté afin de confirmer de manière indépendante que leurs causes ont été déterminées correctement et que les mesures correctives choisies sont appropriées.

Le personnel de la CCSN se sert d’une base de données (système central de signalement et de suivi des événements, ou système CERTS) pour tenir un registre des renseignements concernant les événements signalés, pour leur assigner un code, pour les classer en fonction de différents critères, pour en dégager les tendances et pour faire un suivi des mesures prises par les titulaires de permis et la CCSN.

Les situations jugées dignes de mention en raison de leur importance pour la préservation de la santé et de la sécurité des personnes, pour la protection de l’environnement, pour le maintien de la sécurité nationale ou pour le respect des obligations internationales font l’objet d’un rapport initial d’événement (RIE) qui est soumis à la Commission, rendant ainsi l’information accessible à toutes les parties intéressées.

Le REGDOC‑3.1.1 exige que les titulaires de permis de centrale nucléaire présentent des rapports tous les trimestres contenant des données pour un ensemble de 25 indicateurs de rendement en matière de sûreté. Le personnel de la CCSN se sert de ces indicateurs pour :

• établir les seuils de sûreté opérationnelle acceptables;
• faire un suivi des tendances importantes dans l’exploitation du point de vue de la sûreté, et dans certains cas, comparer le rendement des différentes centrales nucléaires;
• évaluer et décrire sommairement le rendement des titulaires de permis en matière de sûreté et présenter des rapports à ce sujet dans le cadre du processus de renouvellement de permis, des examens annuels et trimestriels du rendement des centrales nucléaires et du rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté sont divisés en sept catégories :

• rayonnement et contamination
• environnement, déchets, et santé et sécurité
• analyse comparative internationale
• entretien
• intervention en cas d’urgence
• opérations
• chimie

Le REGDOC‑3.1.1 présente également les exigences de la CCSN concernant l’auto‑signalement de la surveillance de la conformité des centrales nucléaires en exploitation. Les rapports de conformité périodiques sont fondés sur les 14 domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN. Ces rapports contiennent des renseignements sur les événements de moindre importance à signaler décrits ci‑dessus, utilisés par la CCSN pour dégager les tendances et pour les analyser. Les rapports de conformité trimestriels, qui couvrent les indicateurs de rendement en matière de sûreté, sont conçus pour faire ressortir les domaines de non-conformité potentielle aux règlements ou aux conditions du permis. Les rapports annuels présentent des renseignements sur l’état des programmes et leur rendement.

7.2(iv) Rapport de surveillance réglementaire

Le personnel de la CCSN produit chaque année un rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires qu’il présente à la Commission et qui est ensuite publié. Outre les centrales nucléaires en exploitation, les rapports récents ont porté également sur Gentilly‑2 et les installations de gestion des déchets qui se trouvent sur les mêmes sites que les centrales nucléaires. Le rapport de surveillance réglementaire résume le rendement sur le plan de la sûreté de chaque centrale nucléaire dans chacun des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN, évalué à l’aide du système d’attribution de cotes décrit à l’appendice E. Il transmet à la Commission, au public, aux parties intéressées et aux titulaires de permis l’information et la rétroaction concernant le rendement et d’autres sujets d’intérêt pendant la période d’autorisation. De plus, le rapport de surveillance réglementaire décrit les progrès réalisés sur des questions soulevées dans le rapport précédent. Le suivi effectué par la Commission est sous la forme de questions à l’intention du personnel de la CCSN et des titulaires de permis lors d’une réunion à laquelle elle sollicite également des interventions du public. Par l’entremise de son Programme de financement des participants, la CCSN offre une aide financière aux demandeurs admissibles.

7.2(v) Application

L’application comprend toutes les mesures destinées à contraindre les titulaires de permis à respecter les exigences réglementaires et à prévenir tout manquement. Le choix des mesures d’application est régi par le processus de sélection et de mise en œuvre des mesures d’application de la CCSN, ce processus étant fondé sur une approche graduelle. Il fournit des précisions sur la mise en œuvre efficace des mesures d’application énumérées ci‑après et décrit les responsabilités du personnel de la CCSN et de la Commission pour ce faire. Si les mesures d’application initiales ne permettent pas de rétablir la conformité en temps opportun, des mesures d’application de plus en plus contraignantes pourraient devoir être prises. Selon l’approche graduelle, la sévérité des mesures prises dépend de l’importance sur le plan de la sûreté de la non‑conformité et d’autres facteurs connexes, tels que :

• l’importance du risque que présente la non‑conformité pour la santé et la sécurité des personnes, la sécurité nationale, l’environnement et le respect des obligations internationales du Canada;
• les circonstances qui ont entraîné la non‑conformité (y compris les actes intentionnels);
• les antécédents en matière de conformité du titulaire de permis;
• les contraintes opérationnelles et réglementaires;
• les stratégies de l’industrie, les efforts déployés et la capacité de se conformer de nouveau aux exigences ou de rectifier la situation.

Les mesures d’application graduelles auxquelles la CCSN pouvait faire appel au cours de la période de référence comprenaient :

• les avis écrits
• le renforcement de la surveillance réglementaire
• les demandes de renseignements formulées par la Commission
• les sanctions administratives pécuniaires
• les ordres
• les mesures restrictives à l’égard du permis
• les poursuites.

Les deux premiers types de mesure d’application figurant dans cette liste (les avis écrits et le renforcement de la surveillance réglementaire) sont moins officiels et ne nécessitent pas la participation de la Commission (puisque ces mesures sont habituellement traitées par le personnel de la CCSN).

Les avis écrits constituent la mesure d’application la plus souvent utilisée dans le cas des centrales nucléaires. Il existe trois types d’avis écrits : les recommandations, les avis d’action et les directives.

Une recommandation est une suggestion par écrit qui vise à apporter une amélioration en s’appuyant sur les bonnes pratiques du secteur nucléaire. À proprement dit, elle ne constitue pas un outil d’application puisque le titulaire de permis respecte toujours les exigences réglementaires.

Un avis d’action est une demande faite par écrit au titulaire de permis afin qu’il prenne des mesures pour corriger une situation anormale qui ne constitue pas une contravention directe à la LSRN, aux règlements pertinents ou à une condition de permis, mais qui peut mettre à risque la sécurité des personnes, l’environnement ou la sécurité nationale, et qui peut entraîner une non‑conformité, si elle n’est pas corrigée. Les cas suivants sont des exemples de situations anormales :

• le non‑respect d’un des critères d’acceptation, si ce critère n’est pas énoncé directement dans les règlements applicables ou les conditions de permis;
• le non‑respect, important, mais non systématique, des propres politiques, procédures ou instructions du titulaire de permis qui ont été établies pour respecter les exigences du permis (y compris les programmes et processus internes soumis en appui à la demande de permis).

Une directive est une demande écrite exigeant que le titulaire de permis ou la personne assujettie à des mesures d’application prenne des moyens pour éliminer :

• une non‑conformité à la LSRN, aux règlements pertinents ou aux conditions de permis
• le défaut général ou prolongé de se conformer aux documents, politiques, procédures, instructions, programmes ou processus établis par le titulaire de permis pour satisfaire aux exigences du permis.

Les directives données aux titulaires de permis de centrale nucléaire ne sont pas chose courante et surviennent généralement une ou deux fois par année.

Le renforcement de la surveillance réglementaire comprend les activités ciblées de vérification mentionnées à l’alinéa 7.2(iii)b).

Tel qu’il est mentionné au paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, la Commission (ou une personne autorisée par celle‑ci) peut soumettre une demande officielle de renseignements complémentaires. Ce type de demande officielle est peu commun. Elle peut servir à demander au titulaire de permis qu’il explique comment il prévoit régler un problème que la Commission ou la personne autorisée a soulevé. Un exemple d’une demande de cette nature se trouve à l’appendice C.

La LSRN autorise la Commission, les inspecteurs et les fonctionnaires désignés de la Commission à délivrer un ordre sans préavis lorsque des risques pour la santé et la sécurité des personnes, l’environnement, le maintien de la sécurité nationale et le respect des obligations internationales que le Canada a assumées le justifient. La LSRN comprend des dispositions pour la révision des ordres par la Commission, dont la possibilité d’être entendu pour le titulaire de permis. Les ordres à l’intention des titulaires de permis de centrale nucléaire sont rares – aucun n’a été émis au cours de la période de référence. En fait, aucun ordre lié à la sûreté n’a été délivré aux titulaires de permis de centrale nucléaire durant la période visée par les précédents rapports canadiens.

Des mesures relatives au permis peuvent être prises dans le cadre d’une question d’autorisation soulevée par le demandeur ou le titulaire de permis. La Commission peut délivrer un permis pour une durée plus courte que la normale de sorte à pouvoir examiner de nouveau une question de conformité particulière dans un avenir relativement rapproché. La Commission peut également accorder un renouvellement de permis de durée plus courte afin que le titulaire de permis dispose de suffisamment de temps pour apporter certaines améliorations ou pour fournir des éclaircissements avant qu’elle n’étudie le permis dans le cadre du renouvellement suivant.

Voici des exemples d’autres mesures d’autorisation que la CCSN peut prendre :

• Modification du permis : Le personnel de la CCSN peut recommander à la Commission de modifier un permis. Les modifications aux permis, établies au cas par cas, peuvent prendre différentes formes. Entre autres, elles peuvent exiger :
  • l’imposition de limites à la production d’énergie,
  • l’obligation d’obtenir le consentement de la Commission avant de mettre le réacteur en marche,
  • l’obligation de se présenter régulièrement devant la Commission pour faire rapport des progrès et des améliorations apportées aux programmes d’exploitation et d’entretien,
• Révocation de l’accréditation d’une personne;
• Refus d’accréditer une personne ou de renouveler son accréditation;
• Suspension ou révocation du permis : Le personnel de la CCSN peut recommander à la Commission de suspendre ou de révoquer un permis. Ces mesures peuvent être prises lorsque l’une des circonstances suivantes se produit :
  • le cas de non‑conformité est considéré comme grave,
  • le titulaire de permis a été sanctionné par les tribunaux,
  • le titulaire de permis a des antécédents de non‑conformité,
  • la CCSN n’est plus convaincue que le titulaire de permis est en mesure de se conformer aux exigences réglementaires.

En dépit de ce qui a été fait précédemment concernant les mesures d’autorisation prises par la CCSN et prises conformément aux dispositions de la LSRN, la Commission peut, de sa propre initiative, renouveler, suspendre en tout ou en partie, modifier, révoquer ou remplacer une licence ou un permis dans les cas prévus par règlement.

Le titulaire de permis qui se voit imposer une mesure d’application tel qu’un ordre ou une modification, suspension ou révocation de son permis a le droit d’interjeter appel auprès de la Commission s’il désire contester cette décision. Si la mesure concerne une modification du permis ou sa suspension ou révocation, le titulaire de permis reçoit normalement un préavis et peut demander à être entendu par la Commission.

Lorsque la situation le justifie, des poursuites judiciaires peuvent aussi être intentées par la CCSN. Les cas précis de non‑conformité pouvant entraîner des poursuites judiciaires comprennent :

• l’exposition de membres du public ou de travailleurs supérieures aux limites de dose ou aux limites d’exposition;
• le refus de prendre toutes les mesures raisonnables pour se conformer à un ordre donné par un inspecteur.

Une sanction administrative pécuniaire (SAP) est une pénalité financière imposée par la CCSN, sans l’intervention d’une cour, à la suite d’une violation d’une exigence réglementaire. Elle peut être imposée à toute personne ou entreprise assujettie à la LSRN. Les SAP servent de moyen contraignant crédible, permettant ainsi d’atteindre un degré de conformité plus élevé.

La LSRN fixe les SAP maximales imposées aux personnes physiques et aux personnes autres qu’une personne physique (c.‑à‑d. une société ou une autre institution) à 25 000 $ et à 100 000 $, respectivement. En outre, elle couvre les règles relatives aux violations et indique qui est autorisé à imposer des SAP et à en faire la révision. Le processus de révision des SAP est fondé sur le processus d’appel de la CCSN actuellement en vigueur; les demandes de révision sont entendues par la Commission et le paiement de la SAP est en suspens pendant ce temps. Le Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire établit la liste des violations donnant lieu à une SAP en vertu de la LSRN et prévoit la méthode pour déterminer le montant des pénalités ainsi que la façon de signifier les procès‑verbaux.

Le document d’application de la réglementation REGDOC‑3.5.2, Sanctions administratives pécuniaires, version 2, fournit de l’information sur le programme de SAP. Il décrit de quelle façon les SAP cadrent dans l’approche de la CCSN en matière de conformité, et offre une vue d’ensemble de la manière dont elles sont administrées.

La CCSN a imposé au total 16 SAP pendant la période de référence. Aucune d’entre elles ne visait une centrale nucléaire.

Les mesures d’application importantes prises contre des titulaires de permis de centrale nucléaire sont résumées à l’intention de la Commission et des parties intéressées dans le rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada présenté chaque année (voir l’alinéa 7.2(iii)b)).

Article 8 – Organisme de réglementation

1. Chaque Partie contractante crée ou désigne un organisme de réglementation chargé de mettre en œuvre les dispositions législatives visées à l’article 7, et doté des pouvoirs, de la compétence et des ressources financières et humaines adéquats pour assumer les responsabilités qui lui sont assignées.
2. Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour assurer une séparation effective des fonctions de l’organisme de réglementation et de celles de tout autre organisme ou organisation chargé de la promotion ou de l’utilisation de l’énergie nucléaire.

8.1 Mise sur pied de l’organisme de réglementation

La LSRN désigne la CCSN comme étant l’organisme de réglementation de l’énergie nucléaire au Canada. La CCSN s’efforce d’atteindre l’excellence en matière de réglementation. Sa vision, telle qu’énoncée dans son Manuel du système de gestion (décrit à l’alinéa 8.1d)), est « d’être le meilleur organisme de réglementation nucléaire au monde ». Cette vision est appuyée par un engagement à effectuer des auto‑évaluations ainsi que des évaluations par des pairs et à apporter des améliorations de façon continue.

La CCSN remplit son mandat (voir l’alinéa 7.1a)) par l’entremise de la Commission, un tribunal administratif quasi judiciaire pouvant comprendre jusqu’à sept membres. Les commissaires sont choisis en fonction de leurs titres de référence et sont indépendants de toute influence politique et gouvernementale ou provenant de groupes d’intérêts particuliers ou d’entreprises du secteur nucléaire. Ils sont nommés par le gouverneur en conseil pour un mandat d’au plus cinq ans et leur nomination peut être reconduite. Un commissaire est désigné aux fonctions simultanées de président de la Commission et de premier dirigeant de l’organisme appelé la CCSN.

Le paragraphe 16(1) de la LSRN énonce que la Commission peut engager les employés nécessaires à l’application de cette loi (pour une description détaillée du personnel de la CCSN, voir l’alinéa 8.1b)).

La Commission exerce ses fonctions suivant un processus ouvert et transparent. Les audiences publiques et les réunions de la Commission constituent les principaux moyens par lesquels le public peut participer au processus de réglementation. Pour plus de renseignements concernant l’ouverture et la transparence de la CCSN, ainsi que les efforts qu’elle déploie pour favoriser la participation du public, voir l’alinéa 8.1f).

Comme il est expliqué à l’alinéa 7.2(ii)a), c’est lors d’audiences que la Commission examine les demandes de permis, les recommandations du personnel de la CCSN, les interventions et l’information ayant un lien avec les décisions relatives à la délivrance de permis. La Commission tient également des réunions pour discuter de diverses autres questions et s’acquitter d’autres fonctions rattachées à son mandat (comme l’approbation des versions provisoires des documents REGDOC de la CCSN aux fins de publication, ou l’examen de l’état des centrales nucléaires, du rendement des titulaires de permis, du rendement global du secteur nucléaire et des résultats des activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN).

Le personnel de la CCSN assiste régulièrement aux audiences et réunions publiques de la Commission afin de lui fournir des conseils, de lui faire rapport et de lui présenter des recommandations.

Le paragraphe 17(1) de la LSRN autorise la Commission à retenir les services de personnes ayant des compétences techniques ou spécialisées qui ne font pas partie de la CCSN pour qu’elles la conseillent, indépendamment du personnel de la CCSN. Cette disposition est invoquée au besoin et servirait notamment à former des comités ponctuels ou permanents pour appuyer les travaux de la Commission.

Pour traiter de certaines questions techniques, la CCSN a parrainé, conjointement avec le secteur nucléaire, la mise sur pied de comités indépendants techniques pour examiner certains aspects de ces questions (comme l’analyse des effets liés à la question en cause ou la méthode proposée pour l’étudier). Un exemple de l’une de ces analyses se trouve dans le septième rapport du Canada.

Le programme de recherche de la CCSN procure une source indépendante de conseils, de connaissances, d’expérience, d’information et d’autres ressources au moyen de contrats établis avec le secteur privé, des institutions universitaires et d’autres organismes ou organisations du Canada et de l’étranger. Le programme de recherche aide la CCSN à remplir sa mission de réglementation et est indépendant du vaste programme de recherche et de développement dirigé par le secteur nucléaire. L’appendice D décrit les objectifs de la recherche entreprise par la CCSN (et par le secteur nucléaire canadien) pour la période de référence.

8.1a) Statut et financement de la CCSN au sein de la structure gouvernementale

Statut de la CCSN au sein de la structure gouvernementale

La CCSN est indépendante du gouvernement et rend des comptes au Parlement du Canada par l’entremise d’un ministre désigné par le gouverneur en conseil. À l’heure actuelle, la personne désignée est le ministre de Ressources naturelles Canada. La CCSN rend des décisions indépendantes, équitables et impartiales pour réglementer le secteur nucléaire.

La Commission rend compte au Parlement et doit s’acquitter des responsabilités légales suivantes :

• La Commission soumet son rapport annuel au Parlement, ainsi que son plan ministériel. La présidente de la CCSN, qui dirige le Commission, est appelée à se présenter devant des comités parlementaires pour discuter de questions touchant l’administration du régime de réglementation.
• Les décisions en matière de réglementation prises par la Commission peuvent uniquement être révisées par la Cour fédérale. En tant qu’organisme fédéral, la CCSN est assujettie à diverses lois (p. ex., la Charte canadienne des droits et libertés, la Loi sur les langues officielles, la Loi sur la protection des renseignements personnels, la Loi sur l’accès à l’information et la Loi sur la gestion des finances publiques).

La Commission a besoin de la participation et de l’appui du ministre des Ressources naturelles pour prendre ou modifier des règlements et pour résoudre des questions d’ordre administratif. Les propositions de règlement soumises au gouverneur en conseil aux fins d’approbation doivent au préalable obtenir l’approbation du ministre. De plus, la Commission a besoin de la participation et de l’appui du ministre pour les demandes de financement des activités qui ne sont pas financées aux termes du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Par exemple, en cas d’augmentation de sa charge de travail liée à des activités qui n’offrent pas d’avantages directs à des titulaires de permis donnés, la CCSN, appuyée par son ministre, demande des fonds supplémentaires en suivant le processus budgétaire annuel du gouvernement du Canada. Bien que la CCSN tente toujours d’améliorer l’efficience de ses activités, elle peut également répondre à la pression exercée sur sa main-d’œuvre par les titulaires de permis devant payer des droits réglementaires en augmentant ces droits.

Bien que la CCSN soit sans équivoque l’organisme de réglementation ayant autorité en matière de sûreté nucléaire au Canada, différentes organisations fédérales jouent des rôles complémentaires importants. Une législation est en place pour établir les exigences applicables à d’autres domaines de compétence, mais qui touchent également aux activités liées au nucléaire. Des protocoles d’entente et des relations de travail sont établis entre la CCSN et ces organisations pour s’assurer que la réglementation nucléaire est efficace et cohérente, que la sûreté n’est pas compromise, que toutes les responsabilités sont assumées par l’organisme approprié et qu’aucun chevauchement ou ambiguïté n’existe. La préparation aux urgences, le transport des matières dangereuses, la protection de l’environnement de même que la santé et la sécurité classiques sont des exemples de tels domaines de compétence (voir l’alinéa 7.1b)).

Plus particulièrement, les membres du personnel de la CCSN communiquent avec la direction et le personnel de Ressources naturelles Canada (RNCan) au sujet des domaines d’intérêt commun. RNCan élabore la politique du gouvernement du Canada en ce qui a trait à l’uranium, l’énergie nucléaire et la gestion des déchets radioactifs. Le ministère des Affaires mondiales est un autre organisme maintenant des liens étroits avec la CCSN et avec qui cette dernière coopère fréquemment pour assurer le respect des obligations internationales que le Canada a assumées en vertu de traités, de conventions et d’accords bilatéraux et multilatéraux.

En vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) (LCEE 2012; voir l’alinéa 7.2(ii)a)), la CCSN est une autorité responsable aux fins de la réalisation des évaluations environnementales (EE). La CCSN est responsable du processus et de la prise de décisions en vertu de la LCEE.

Afin de remplir son mandat, tout comme les institutions du gouvernement fédéral, la CCSN collabore également avec plusieurs organisations provinciales et municipales.

La CCSN délivre des permis pour les installations nucléaires d’OPG, d’Hydro‑Québec et d’Énergie NB, qui sont des services publics provinciaux œuvrant dans le secteur de l’électricité (de même que Bruce Power qui est une entreprise du secteur privé). Les agences ou établissements publics suivants du gouvernement fédéral ou des gouvernements provinciaux détiennent également d’autres types de permis délivrés par la CCSN :

• RNCan
• universités canadiennes
• hôpitaux et les centres de recherche
• ministères des gouvernements fédéral et provinciaux

Financement

La CCSN est un établissement public qui est mentionné à ce titre dans les annexes II et V de la Loi sur la gestion des finances publiques.

La CCSN dispose de l’autorisation législative – en vertu du paragraphe 21(3) de la LSRN – de dépenser au cours d’un exercice financier toutes les recettes qu’elle tire, au cours de l’exercice financier en cours ou précédent, de la conduite de ses activités. Les montants perçus venant des droits réglementaires pour les permis et les demandes de permis sont facturés en conformité avec le Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Cette autorisation de dépenser les recettes procure un régime de financement durable et opportun qui permet de gérer les variations rapides dans la charge de travail associée à la surveillance réglementaire du secteur nucléaire canadien.

Les revenus provenant du recouvrement des droits perçus auprès des demandeurs ou des titulaires de permis représentent près de 70 % du financement de la CCSN. Les activités de la CCSN pour lesquelles des droits ne sont pas perçus afin d’en recouvrer les coûts sont financées par des crédits parlementaires annuels. Ces crédits couvrent les autres 30 % du financement de la CCSN.

Certaines organisations ne sont pas assujetties au recouvrement des coûts, c’est pourquoi des droits de permis ne sont pas perçus auprès d’elles. Ces organisations comprennent les institutions à but non lucratif comme les écoles, les établissements médicaux et les services d’urgence de même que les ministères ou organismes gouvernementaux qui possèdent un permis pour un site abandonné et contaminé (présumant que le titulaire de permis n’est pas à l’origine de la contamination). En plus de ces organisations, les différentes activités financées par un crédit parlementaire annuel sont celles que la CCSN doit réaliser et qui n’apportent pas d’avantages directs à des titulaires de permis donnés (p. ex. les activités concernant la non‑prolifération, la préparation aux urgences, les programmes d’information publique et la tenue à jour de la LSRN et de ses règlements). Pour pouvoir faire face aux changements occasionnés par des variations à l’égard des titulaires de permis ou des activités, la CCSN peut demander des fonds supplémentaires au gouvernement du Canada (comme indiqué à l’alinéa précédent).

8.1b) Organisation de la CCSN

À la fin de la période de référence, la CCSN se composait d’une présidente, de commissaires nommés par le gouvernement fédéral et de plus de 900 membres du personnel. Il est indiqué au paragraphe 12(1) de la LSRN que la présidente « assure la direction [de la Commission] et contrôle la gestion de son personnel », professionnel, scientifique, technique ou autre, chargé d’exécuter les tâches de la Commission. La présidente est également responsable de surveiller et de diriger les travaux des autres commissaires et doit notamment constituer une formation de la Commission et désigner, à cette fin, le ou les commissaires qui en feront partie et celui qui la présidera. La structure organisationnelle actuelle de la CCSN est illustrée à la figure 8.1b) :

Figure 8.1b) Organisation de la CCSN

Les pouvoirs conférés au Comité ministériel de vérification (CMV) de la CCSN découlent de la Loi sur la gestion des finances publiques du gouvernement fédéral ainsi que de la politique et de la directive du Conseil du Trésor en matière de vérification interne au sein du gouvernement du Canada. Ce Comité fournit à la présidente et première dirigeante, de manière indépendante et objective, des assurances, des conseils et des recommandations pour éclairer le processus décisionnel au sein de la CCSN. Il compte cinq membres, dont trois qui proviennent de l’extérieur de l’organisation, la présidente de la CCSN et le secrétaire de la Commission. Le CMV a pour tâche de vérifier tous les domaines fondamentaux des contrôles de gestion et de reddition de comptes, de la gestion du risque, des pratiques touchant les valeurs et l’éthique et de la fonction de vérification interne de la CCSN. Ses responsabilités de vérification s’étendent aux états et rapports financiers de la CCSN ainsi qu’à la Déclaration annuelle de responsabilité de la direction et aux plans et évaluations connexes concernant les contrôles internes qui encadrent la production des rapports financiers. Le Secrétariat de la Commission comprend le secrétaire de la Commission et le personnel de soutien. Il organise toutes les audiences et réunions de la Commission, fournit un soutien technique et administratif à la présidente et aux autres membres de la Commission; communique avec les parties intéressées, y compris les ministères gouvernementaux, les intervenants, les titulaires de permis, ainsi que les membres des médias et du public; fait office de registraire officiel des documents de la Commission; et donne de l’orientation quant aux valeurs et à l’éthique.

Le Bureau de la vérification et de l’éthique (BVE) relève directement de la présidente de la CCSN dans son rôle d’administratrice générale de l’organisation. Le BVE fournit, de façon indépendante et objective, des services d’assurance de la qualité et de consultation qui confèrent une valeur ajoutée aux activités de la CCSN et ont pour effet de les améliorer. La fonction de vérification a pour but de fournir une assurance raisonnable que les processus de gouvernance, de gestion du risque et de contrôle interne de la CCSN sont adéquats et contribuent concrètement à l’atteinte de ses objectifs stratégiques et opérationnels. Tous les aspects du programme de vérification interne sont réalisés conformément aux Normes relatives à la vérification interne au sein du gouvernement du Canada, qui s’inspirent entre autres du Cadre international de référence des pratiques professionnelles de l’Institut des vérificateurs internes (IIA) ainsi que de la politique et de la directive du Conseil du Trésor sur la vérification interne.

Les Services juridiques agissent à titre d’avocat pour la Commission dans ses fonctions en vertu de la LSRN et il fournit des services juridiques en cas de litiges ou de poursuites. Il fournit également des conseils et des avis légaux aux membres du personnel de la CCSN.

La CCSN comprend les quatre directions générales suivantes : Réglementation des opérations, Soutien technique, Affaires réglementaires et Services de gestion.

Direction générale de la réglementation des opérations

La Direction générale de la réglementation des opérations est chargée de la gestion des activités de réglementation, y compris la prise de décisions en matière de délivrance de permis, de vérification de la conformité et d’application de la loi. Les décisions réglementaires pertinentes peuvent être prises par des fonctionnaires désignés au sein de la direction générale, dans les cas où la Commission confie officiellement une autorité spécifique à ces fonctionnaires en vertu de dispositions de la LSRN et de ses règlements. Cette direction générale est dirigée par le premier vice‑président et chef de la réglementation des opérations de la CCSN et elle comprend les directions suivantes :

• la Direction de la réglementation des centrales nucléaires;
• la Direction de la réglementation du cycle et des installations nucléaires;
• la Direction de la réglementation des substances nucléaires;
• la Direction de l’amélioration de la réglementation et de la gestion des projets majeurs.

La Direction de la réglementation des centrales nucléaires est chargée de réglementer le développement et l’exploitation des centrales nucléaires au Canada, conformément aux exigences de la LSRN et de ses règlements d’application. Actuellement, la direction comprend les cinq divisions suivantes :

• quatre divisions du programme de réglementation (DPR)
  • Pickering,
  • Darlington,
  • Gentilly‑2/Point Lepreau,
  • Bruce,
• la Division de l’autorisation et de la conformité intégrées des centrales nucléaires.

Les quatre DPR sont responsables de la planification, de la gestion et de la mise en œuvre du Programme de réglementation des centrales nucléaires à leur site respectif. Chaque DPR agit également à titre de point de contact unique pour les parties intéressées à l’interne et pour les titulaires de permis en ce qui a trait à la plupart des questions concernant le site. Un protocole de correspondance est en place afin de régir les communications officielles (normalement au niveau du directeur de la DPR) et informelles entre le personnel de la CCSN et les titulaires de permis.

Chacune des DPR compte des membres du personnel de la CCSN en poste de façon permanente à chacune des centrales nucléaires en exploitation afin de diriger et d’appuyer la réalisation des activités du programme de conformité de la CCSN (décrit à l’alinéa 7.2(iii)b)). Sous la direction d’un superviseur de site, ces inspecteurs en poste au site inspectent les installations du titulaire de permis, surveillent les activités et s’assurent que tout est conforme au fondement d’autorisation. Les inspecteurs sont désignés en vertu de l’article 29 de la LSRN.

En plus des inspecteurs en poste aux sites des centrales nucléaires, des membres du personnel technique à l’administration centrale de la CCSN sont également assignés à chacune des DPR.

La Division de l’autorisation et de la conformité intégrées des centrales nucléaires est responsable du respect des obligations internationales de la CCSN conformément au système de notification des incidents de l’AEN/AIEA (voir le paragraphe 19(vi)) et à l’INES. De plus, elle s’assure que les activités d’autorisation et de vérification de la conformité sont uniformes d’un site à l’autre, aide à l’élaboration des MCP et à la préparation du renouvellement des permis d’exploitation des centrales nucléaires, détermine les tendances pouvant être dégagées des informations en matière de conformité, gère les données relatives aux indicateurs de rendement et mène au besoin des enquêtes sur des événements. Au cours de la période de référence, la Division de l’autorisation et de la conformité intégrées des centrales nucléaires a continué de diriger l’élaboration de guides d’inspection et a produit divers rapports liés aux centrales nucléaires.

La cohérence de la mise en œuvre des programmes de réglementation aux centrales nucléaires est favorisée par l’adoption d’une approche commune en matière de formation (voir l’alinéa 8.1c)). Des réunions ont également lieu régulièrement afin de promouvoir une compréhension commune et une approche uniforme de la part du personnel de la Direction. Ceci comprend des téléconférences hebdomadaires, des réunions de division, des réunions bimensuelles des superviseurs de site, des réunions d’examen trimestrielles et des réunions semestrielles du personnel.

La Direction de la réglementation du cycle et des installations nucléaires et la Direction de la réglementation des substances nucléaires contribuent au programme de réglementation des centrales nucléaires. La première est responsable, entre autres, des différentes installations associées aux centrales nucléaires, comme les mines et raffineries d’uranium, les installations de conversion et de fabrication du combustible et les installations de stockage du combustible usé et de gestion des déchets de faible et de moyenne activité. L’autre est responsable de certains permis associés aux centrales nucléaires qui débordent du champ d’application des permis d’exploitation (permis pour les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, permis de transport, etc.).

La Direction de l’amélioration de la réglementation et de la gestion des projets majeurs

comprend les trois divisions suivantes :

• la Division de la gestion interne de la qualité;
• la Division de la coordination de la réglementation des opérations;
• la Division de l’autorisation des nouvelles installations nucléaires majeures.

Les responsabilités de la Division de la gestion interne de la qualité comprennent le renforcement du système de gestion de la CCSN, la promotion d’une saine culture de sûreté, l’exécution et la coordination des initiatives d’amélioration du Plan harmonisé de la CCSN (voir l’alinéa 8.1e)) et la mise en œuvre d’auto-évaluations des principaux processus de réglementation.

Les responsabilités de la Division de la coordination de la réglementation des opérations comprennent la coordination du processus annuel de planification des opérations, de surveillance et d’établissement de rapports, ainsi que le maintien et la coordination centrale des activités et programmes de soutien dans tous les programmes de réglementation. La Division de l’autorisation des nouvelles installations nucléaires majeures est chargée d’assurer la surveillance réglementaire dans le cadre de la délivrance de permis, de la vérification de la conformité et d’autres activités visant les nouvelles centrales nucléaires qui doivent être éventuellement construites au Canada, d’assurer l’état de préparation pour l’autorisation de toute technologie émergente (comme les petits réacteurs modulaires), et de gérer les nouveaux projets majeurs et les projets d’amélioration du cadre de réglementation connexes. Cette division gère les examens de la conception des fournisseurs préalables à l’autorisation, lesquels fournissent des conseils en matière de réglementation au sujet des conceptions. Elle participe également à des activités internationales qui ont une incidence sur les projets de nouvelle centrale nucléaire, y compris celles du Programme multinational d’évaluation de la conception (MDEP). Pour plus de renseignements sur les examens de la conception des fournisseurs préalables à l’autorisation et sur le MDEP, voir l’introduction de l’article 18.

Direction générale du soutien technique

La Direction générale du soutien technique compte un grand nombre d’employés qui possèdent des connaissances et des compétences particulières et qui offrent un soutien technique en appui aux activités de la Direction générale de la réglementation des opérations (comprenant la Direction de la réglementation des centrales nucléaires) et de la Direction générale des affaires réglementaires. Son appui prend la forme de conseils de spécialistes pour l’application des programmes de réglementation, l’examen des documents soumis par les titulaires de permis de centrale nucléaire, la participation aux inspections et l’aide à l’élaboration de documents du cadre de réglementation. Les efforts de collaboration mettent fréquemment à contribution des spécialistes de différentes disciplines provenant de la Direction générale du soutien technique et de la Direction générale de la réglementation des opérations, nécessitant alors une approche coordonnée afin de résoudre les problèmes. Le personnel de la Direction générale du soutien technique partage également des renseignements et des expériences techniques et scientifiques avec les parties intéressées au Canada et à l’étranger, et il entreprend des projets spéciaux selon son expertise et son mandat.

La Direction générale de soutien technique comprend les quatre directions suivantes :

• la Direction de l’évaluation et de l’analyse;
• la Direction de la gestion de sûreté;
• la Direction de l’évaluation et de la protection environnementales et radiologiques;
• la Direction de la sécurité et des garanties.

La Direction de l’évaluation et de l’analyse possède de l’expertise dans les disciplines de la chimie, du combustible nucléaire, de la physique des réacteurs, de l’ingénierie (électrique, matériaux, mécanique, métallurgique, nucléaire, civile/structure et systèmes), de la conception, de la gestion du vieillissement, de l’entretien, de la qualification de l’équipement, de la protection-incendie, de la robustesse, de la conception technique sur le plan de la vulnérabilité et des analyses de la sûreté, y compris les études probabilistes de sûreté et les analyses des dangers. La Direction de l’évaluation et de l’analyse comprend les huit divisions suivantes :

• la Division de l’évaluation de la conception technique;
• la Division de l’évaluation technique de l’exploitation;
• la Division de la fiabilité et des études probabilistes de sûreté;
• la Division de l’analyse des systèmes;
• la Division de la physique et du combustible;
• la Division du fonctionnement des réacteurs;
• la Division de l’analyse thermohydraulique des réacteurs;
• la Division de l’évaluation et de l’intégration.

La Direction de la gestion de sûreté compte des experts dans les domaines suivants : la gestion de la sûreté sur le plan humain et organisationnel, les facteurs humains, la culture de sûreté, les systèmes de gestion, les examens, l’accréditation et la formation. Elle comprend les quatre divisions suivantes :

• la Division des systèmes de gestion;
• la Division de l’accréditation du personnel;
• la Division du rendement humain et organisationnel;
• la Division de l’évaluation des programmes de formation.

La Direction de l’évaluation et de la protection environnementales et radiologiques compte des experts dans les domaines suivants : l’évaluation environnementale, l’évaluation des risques environnementaux, la surveillance de l’environnement et les systèmes de gestion de l’environnement ainsi que la radioprotection, la dosimétrie et les sciences de la santé. Elle comprend les cinq divisions suivantes :

• la Division de l’évaluation des risques environnementaux;
• la Division de l’évaluation environnementale;
• la Division des services de laboratoire;
• la Division de la radioprotection;
• la Division des sciences de la santé et de la conformité environnementale.

La Direction de la sécurité et des garanties compte des experts dans les domaines de la gestion des urgences et des interventions en cas d’urgence. Elle est responsable du programme de gestion des urgences nucléaires de la CCSN, y compris de sa mise en œuvre et de la planification des activités avec d’autres organismes fédéraux ou provinciaux et avec des organisations internationales (voir l’article 16). Elle compte également des experts dans les domaines suivants : la sécurité nucléaire, l’importation et l’exportation de substances nucléaires, d’équipement et d’appareils ainsi que les garanties et la non‑prolifération. Elle comprend les quatre divisions suivantes :

• la Division de la sécurité nucléaire;
• la Division des programmes de gestion des urgences;
• la Division de la non‑prolifération et des contrôles à l’exportation;
• la Division des garanties internationales.

Direction générale des affaires réglementaires

La Direction générale des affaires réglementaires joue un rôle important dans la gestion du cadre de réglementation en plus de voir aux communications et aux relations avec les parties intéressées. Elle comprend la Direction de la politique de réglementation, la Direction de la planification stratégique et la Direction des communications stratégiques. La Direction de la politique de réglementation est responsable de la gestion du cadre de réglementation, y compris l’examen de la pertinence des outils de réglementation, la gestion de leur révision et l’élaboration de nouveaux outils (y compris les nouveaux REGDOC). La Direction de la planification stratégique est responsable de la planification et de la préparation de rapports au niveau de l’ensemble de l’organisation (p. ex. la préparation de rapports à l’intention du Parlement), ainsi que de l’évaluation de l’efficacité et de l’efficience de la CCSN à remplir son mandat de réglementation, en plus de s’occuper des affaires internationales et des relations avec les Autochtones. La Direction des communications stratégiques est responsable des communications internes et externes et contribue donc aux mesures visant l’ouverture et la transparence.

Direction générale des services de gestion

La Direction générale des services de gestion gère à l’échelle de l’organisation les services, les activités et les ressources qui sont administrés en vue de soutenir les besoins des programmes et d’autres obligations internes de l’organisation. Ces activités comprennent la gestion et la surveillance, la gestion des ressources humaines, la gestion financière, la gestion de l’information et de la technologie, les services d’acquisition et d’autres services administratifs. Elle fournit les services et les ressources destinés à l’ensemble de l’organisation.

8.1c) Maintien d’un personnel compétent

Gestion de la main-d’œuvre

Le maintien d’une main‑d’œuvre compétente, polyvalente et engagée est essentiel au succès de la CCSN et à son but qui est d’être un « employeur de choix ». En raison de la rareté des travailleurs possédant une expérience technique au sein du secteur nucléaire et de l’attrition anticipée du personnel de la CCSN, la planification de l’effectif fait désormais partie intégrante du cycle de planification organisationnel. Les équipes de gestion se réunissent tous les trimestres pour revoir les plans à court et à long terme touchant l’effectif (p. ex. mettre à jour les rôles essentiels, identifier la relève et élaborer des plans d’apprentissage).

L’initiative de recrutement de nouveaux diplômés a permis à la CCSN d’embaucher 154 nouveaux diplômés depuis 2014, ce qui s’est traduit par l’intégration permanente de 86 nouveaux diplômés au sein de l’organisation. Afin d’appuyer le perfectionnement professionnel des nouveaux diplômés au cours de leurs deux premières années d’emploi, ceux‑ci doivent acquérir une expérience de travail diversifiée pour gravir les échelons au sein de l’organisation. Cette expérience diversifiée peut être acquise de plusieurs façons, la plus courante étant une affectation dans un autre secteur de l’organisation.

Perfectionnement professionnel

La CCSN valorise le perfectionnement continu afin de maintenir un effectif professionnel, compétent, polyvalent et motivé, et elle se fait un devoir d’offrir des occasions en ce sens. Afin de veiller à ce que la CCSN soit en mesure d’atteindre ses priorités et ses objectifs en constante évolution, chaque membre de son personnel a un plan d’apprentissage personnel qui énonce ses besoins à court et à long terme en matière de perfectionnement. La CCSN offre directement à son personnel une gamme de cours de formation technique et non technique pour répondre à ces besoins.

La CCSN appuie le développement du leadership à tous les niveaux. Au cours de la période de référence, les activités d’apprentissage suivantes ont été offertes : l’intelligence émotionnelle, l’influence et la persuasion (sans recourir à l’autorité), la constitution d’équipes hautement performantes, l’acquisition de la résilience et l’esprit critique.

Pour développer le leadership au sein de la CCSN, des membres de la haute direction évaluent ensemble les candidats ayant un potentiel de leadership d’après des compétences clés pour exercer un tel rôle au sein de l’organisation et offrent une rétroaction individuelle pour favoriser le développement des leaders de demain.

Conjuguant formation de base, formation propre au secteur d’activités et formation en cours d’emploi, le Programme de formation et de qualification des inspecteurs (PFQI) établit une méthode cohérente pour former, évaluer et accréditer les inspecteurs en formation de la CCSN dans tous les secteurs d’activités.

Dans le cadre du PFQI, la Direction de la réglementation des centrales nucléaires utilise une approche systématique à la formation sur les connaissances des centrales nucléaires et à la formation en cours d’emploi pour les inspecteurs en poste aux centrales. Ce programme comporte un plan de formation qui présente la formation de base, la formation propre à un secteur d’activités et la formation en cours d’emploi que doivent suivre les inspecteurs en poste dans les centrales nucléaires. Un registre de formation et de qualification est utilisé pour consigner les progrès réalisés par les inspecteurs et laisser une piste vérifiable. Chaque inspecteur doit suivre des cours sur les processus de réglementation, la conception des réacteurs CANDU, des sujets non techniques (tels que la rédaction technique et les techniques d’entrevue efficaces), la radioprotection ainsi que la santé et la sécurité au travail. L’inspecteur en formation ne reçoit un certificat d’inspecteur que lorsque le superviseur de bureau de site pour une centrale donnée détermine qu’il respecte toutes les exigences de formation. À partir du moment où il commence le programme, un nouvel inspecteur prendra environ 18 mois avant d’obtenir un certificat d’inspecteur.

Pour aider les inspecteurs principaux qui encadrent les inspecteurs en formation, la CCSN offre un cours sur le transfert efficace des connaissances.

La CCSN a un programme de rotation des étudiants coop d’une durée de 15 mois bien établi qui prévoit trois rotations de cinq mois chacune. Jusqu’à maintenant, la CCSN a accueilli des étudiants du Collège militaire royal, de l’École Polytechnique, de l’Institut universitaire de technologie de l’Ontario, de l’Université McMaster, de l’Université de la Saskatchewan et de l’Université de la Colombie‑Britannique.

8.1d) Système de gestion

Le système de gestion intègre les personnes, les processus et les ressources dans le cadre de réglementation général de la CCSN. Il reflète une approche intégrée et apte à l’atteinte du but visé à l’égard de la gestion du rendement des fonctions de son mandat, permettant des différences dans la mise en œuvre à l’échelle des programmes et sous‑programmes de la CCSN. Le système de gestion de la CCSN est fondé sur des principes et des exigences énoncés dans des normes internationales de qualité et dans des cadres d’excellence en matière d’organisation reconnus au niveau international. Il s’aligne également sur la norme de sûreté de l’AIEA GSR Part 2, Direction et gestion pour la sûreté, et sur d’autres normes de sûreté connexes. D’autres éléments propres à la CCSN, tels que sa philosophie de réglementation, sa culture de sûreté, ses priorités stratégiques, son but de devenir un « employeur de choix » et sa vision de demeurer un organisme de réglementation nucléaire de calibre mondial, sont tous intégrés dans le système de gestion pour s’assurer qu’il réponde aux besoins de la CCSN.

Manuel du système de gestion

Le Manuel du système de gestion de la CCSN est le document directeur de la hiérarchie des documents de ce système. Il s’applique à tout le personnel de la CCSN. Bien qu’il couvre les relations et les processus de liaison avec la Commission, les principes énoncés dans ce manuel ne s’appliquent pas à la Commission elle‑même.

Le but du Manuel du système de gestion est de décrire, à l’intention des employés et des entrepreneurs de la CCSN, comment le système de gestion intègre les personnes, les processus et les ressources dans le cadre de réglementation pour gérer tous les travaux dans l’ensemble de l’organisation et s’assurer de résultats de qualité en tout temps. Le manuel énumère les politiques, principes, processus et mécanismes de haut niveau permettant à la CCSN d’atteindre ses buts et objectifs. Il est appuyé par des documents sur les processus, des instructions de travail détaillées et d’autres outils élaborés au besoin qui fournissent des orientations au personnel et, dans leur ensemble, des indications sur les méthodes de travail utilisées par la CCSN pour remplir ses fonctions.

Le Manuel du système de gestion indique les processus clés de la CCSN, qui sont regroupés dans les trois catégories suivantes :

• les processus de gestion
• les processus de base (cadre de réglementation, délivrance de permis, d’accréditations et d’homologations et conformité)
• les processus habilitants

Le Manuel du système de gestion indique également la structure de gouvernance de la CCSN et décrit le rôle des responsables de processus qui sont chargés de l’élaboration, de la mise en œuvre et de la mise à jour des processus clés. La haute direction de la CCSN assigne un responsable unique pour chacun des processus clés du système de gestion.

Les instructions de travail du personnel de la CCSN se trouvent également dans la section processus du Manuel du système de gestion. Ces documents importants d’application des processus fournissent au personnel des directives plus précises.

Processus de planification des activités de réglementation

La CCSN met par écrit son processus de planification des activités dans le système de gestion. Le Plan ministériel, qui est soumis au Parlement, comprend un sommaire du plan global des activités de la CCSN.

Au niveau opérationnel, faisant partie intégrante de son exercice annuel de planification, la CCSN organise ses activités d’inspection, d’examen et autres activités de réglementation des centrales nucléaires en créant et en mettant en œuvre des plans de travail réglementaires pour chaque centrale nucléaire, en en faisant le suivi et en les ajustant au besoin. Les plans de travail sont revus pour s’assurer qu’ils englobent des objectifs précis, qu’ils tiennent compte du risque et qu’ils sont uniformes d’une centrale à l’autre. Les activités figurant dans le plan de travail de chaque centrale nucléaire sont regroupées dans un plan sommaire appelé le plan des activités de réglementation et leur coût est évalué afin de préparer une estimation des droits de permis annuels devant être payés par chaque centrale nucléaire (voir l’alinéa 8.1a)). Avant chaque exercice, le plan des activités de réglementation est transmis aux titulaires de permis accompagné d’un avis sur l’estimation des droits annuels qu’ils devront payer pour leur centrale.

8.1e) Mécanismes d’évaluation et d’amélioration

Bureau du vérificateur général

À l’automne 2016, le Bureau du vérificateur général a procédé à une vérification du programme d’inspection de la CCSN pour les centrales nucléaires. Cette vérification a révélé que les inspecteurs de la CCSN, lorsqu’ils relèvent des problèmes pendant une inspection sur le site, effectuent un suivi auprès du titulaire de permis dans cent pour cent des cas pour veiller à ce qu’il prenne des mesures pour se conformer. Cela dit, le rapport comportait des recommandations afin d’améliorer la documentation relative au programme d’inspection des centrales nucléaires.

Les cinq recommandations étaient les suivantes :

• La Commission canadienne de sûreté nucléaire devrait établir et mettre en œuvre un processus de planification bien documenté pour l’inspection sur le site des centrales nucléaires afin de pouvoir démontrer que son processus est systématique et fondé sur les risques. Elle devrait notamment déterminer la fréquence minimale et le type d’inspections qui doivent être menées pour vérifier la conformité des titulaires de permis, actualiser son plan quinquennal d’inspection de base et évaluer si elle affecte un nombre suffisant d’employés, du niveau hiérarchique approprié, pour réaliser le nombre d’inspections nécessaires pour vérifier la conformité.
• La Commission canadienne de sûreté nucléaire devrait définir des critères détaillés pour l’aider à déterminer quand il convient de réaliser des inspections de type I.
• La Commission canadienne de sûreté nucléaire devrait veiller à ce que les inspections soient réalisées conformément à ses propres procédures. Pour ce faire, elle doit établir et approuver des guides d’inspection contenant des critères appropriés avant la réalisation d’inspections visant à déterminer si les centrales nucléaires se conforment aux exigences réglementaires et aux conditions de permis applicables. La CCSN devrait clairement expliquer à son personnel les critères qui doivent être pris en compte pour déterminer ce qui constitue un document éphémère et les documents qui devraient être conservés après la délivrance des rapports d’inspection.
• La Commission canadienne de sûreté nucléaire devrait veiller à documenter les leçons apprises des inspections qui sont menées afin de pouvoir améliorer ses pratiques d’inspection de façon continue.
• La Commission canadienne de sûreté nucléaire devrait déterminer les raisons pour lesquelles elle n’arrive pas à livrer ses rapports d’inspection définitifs à temps et décider si elle doit modifier ses processus ou ses normes.

Dès qu’elle a été informée des conclusions de ce rapport, la CCSN a pris des mesures correctives pour donner suite à ces cinq recommandations. Les améliorations apportées ont été terminées le 31 mars 2017.

Mission EPREV au Canada

La CCSN prendra part à la mission d’examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV) au Canada en juin 2019, en compagnie d’autres parties intéressées fédérales, provinciales et municipales du milieu de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence ainsi que des exploitants de centrales nucléaires. Voir l’alinéa 16.1g) pour plus de renseignements à ce sujet. Le neuvième rapport du Canada fera état des faits saillants de cette mission et des progrès réalisés à l’égard de toutes les conclusions se rapportant à la CSN.

Mission du SEIR au Canada

Toujours soucieuse de faire preuve d’excellence sur le plan de la réglementation, la CCSN accueillera sa deuxième mission du SEIR en septembre 2019 dans le but d’examiner les éléments de son cadre de sûreté et ses processus réglementaires fondamentaux.

La CCSN a accueilli une mission du SEIR en 2009. L’équipe d’examen du SEIR avait alors déterminé que le Canada disposait d’un cadre de réglementation nucléaire mature et solide. Une mission de suivi a eu lieu en 2011 afin d’évaluer les progrès réalisés par le Canada par rapport aux conclusions de l’examen initial et d’évaluer la réponse de la CCSN aux événements de Fukushima Daiichi. L’équipe chargée de l’examen de suivi a noté que la réponse de la CCSN aux événements de Fukushima avait été rapide, ferme et exhaustive. Les deux missions ont donné lieu à un rapport de l’AIEA et à une réponse de la direction de la CCSN. Les résultats, les constatations et les mesures de suivi rattachés à la mission de 2009 et à la mission de suivi de 2011 ont été décrits dans les cinquième et sixième rapports du Canada respectivement. Toutes les mesures ayant découlé de ces deux missions sont aujourd’hui closes.

À l’issue de la mission du SEIR au Canada en 2019, un rapport exposant les conclusions de l’équipe d’examen de la mission sera rédigé et publié. Le neuvième rapport du Canada fera état des faits saillants de cette mission et des progrès réalisés à l’égard de toutes les conclusions se rapportant à la CSN.

Plan harmonisé des initiatives d’amélioration

Le Plan harmonisé est un programme d’amélioration continue mis en place en 2008 à la CCSN pour cerner et gérer toutes les initiatives d’amélioration interfonctionnelles et les classer en ordre de priorité. Le Plan harmonisé renforce le système de gestion de la CCSN et rassemble les ressources à l’échelle de l’organisation qui sont touchées par l’amélioration afin d’atteindre des objectifs communs. Il peut résulter de ces initiatives d’amélioration des programmes, des politiques, des processus, des systèmes ou des outils. C’est au premier vice‑président et chef de la réglementation des opérations de la CCSN qu’incombe la responsabilité du Plan harmonisé.

Plusieurs initiatives du Plan harmonisé ont permis d’améliorer l’efficacité et l’efficience des programmes de surveillance réglementaire. En voici quelques exemples :

• former systématiquement et de manière continue les inspecteurs (PFQI);
• établir un cadre pour les domaines de sûreté et de réglementation afin de régir le processus de réalisation des évaluations techniques, ce qui permet de procéder à des évaluations techniques et réglementaires détaillées, à partir d’un seul et même modèle, pour appuyer les décisions en matière de réglementation;
• mettre en place un processus pour mener des inspections d’une manière uniforme à l’échelle de toutes les installations et activités autorisées;
• automatiser le processus d’inspection et d’établissement de rapports grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de la trousse d’inspection mobile.

Évaluations et surveillance de la CCSN

La surveillance, par la direction de la CCSN, englobe les auto-évaluations, qui prennent notamment la forme de vérifications internes et d’évaluations de programme. Ces services appliquent des normes et des lignes directrices différentes, puisque les évaluations doivent être conformes à l’orientation interne de la CCSN, tandis que les vérifications doivent être réalisées conformément aux normes et aux lignes directrices de l’Institut des auditeurs internes (IAI). Les évaluations comme les vérifications suivent des calendriers approuvés par la haute direction, conformément aux politiques et aux procédures bien établies du gouvernement du Canada. Les rapports finaux sont affichés sur l’intranet à l’intention du personnel et diffusés au le public sur le site Web de la CCSN. Chaque auto-évaluation donne lieu à des plans d’action approuvés par la haute direction, qui suit de près les progrès réalisés par la suite.

Au cours de la période de référence, la CCSN a procédé à 12 vérifications internes, dont les suivantes qui touchaient les centrales nucléaires :

• suivi de la vérification du rendement réalisée en 2016 par le Bureau du vérificateur général du Canada qui portait sur les processus de la CCSN pour vérifier la conformité des centrales nucléaires;
• garanties financières;
• Programme de gestion des urgences nucléaires;
• processus annuel de planification des activités;
• passation de marchés et approvisionnement.

Par ailleurs, la CCSN a pris part à des vérifications horizontales avec d’autres ministères fédéraux dirigées par le Bureau du contrôleur général.

Toujours pendant la période de référence, des évaluations de programme ont été réalisées et visaient le Programme de gestion des urgences nucléaires de la CCSN, le Programme de vérification de la conformité de la Direction de la réglementation des substances nucléaires, le programme de subventions et de contributions, et les contributions de la CCSN aux travaux de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE). Enfin, il y a eu une évaluation de programme visant le Plan harmonisé afin de veiller à ce qu’il demeure le plus efficace possible. Les recommandations issues de l’évaluation devraient être mises en œuvre au cours de la prochaine période de référence.

Autres

Les membres du personnel de la CCSN prennent activement part à des conférences, ateliers et examens par les pairs sur la scène internationale afin d’aller chercher des informations utiles et des leçons apprises pouvant servir à renforcer le système de gestion de la CCSN. Les membres du personnel de la CCSN qui assistent et participent à ces activités doivent rédiger des rapports de mission qui sont diffusés à l’échelle de l’organisation et, lorsque cela est jugé approprié, contribuent aux améliorations au sein de la CCSN qui ont un lien avec les renseignements obtenus. Des interactions régulières ont lieu avec les États membres de l’AIEA et d’autres organismes du gouvernement du Canada sur de nombreux sujets techniques et non techniques.

8.1f) Ouverture et transparence

Diffusion de renseignements – Généralités

La diffusion de renseignements objectifs sur les plans scientifique ou technique, ou en ce qui concerne la réglementation, fait partie du mandat de la CCSN (voir l’alinéa 7.1a)). La CCSN tire profit des divers moyens de communication à sa disposition pour accroître au maximum la diffusion de l’information et la mobilisation des parties intéressées, dont profitent à la fois les parties intéressées et la CCSN.

La CCSN multiplie les activités de relations externes auprès des jeunes, des administrations municipales dans les régions où se situent les grandes installations, des professionnels du secteur de la santé, des associations professionnelles et des organismes non gouvernementaux. Pour atteindre les publics cibles, la CCSN utilise de nombreux outils tels que son site Web, Facebook, Twitter, YouTube, des webinaires, des modules interactifs en ligne, des mises à jour envoyées par courriel aux abonnés et la participation à des événements et conférences organisés par des tiers. Des membres du personnel de la CCSN organisent également des séances d’information pour expliquer aux parties intéressées le mode de réglementation du secteur nucléaire et la façon de participer au processus de réglementation.

La CCSN est tout autant déterminée à aider les titulaires de permis et le secteur nucléaire à mieux comprendre son cadre de réglementation et à s’y conformer. Elle a entrepris différentes activités en ce sens, y compris :

• organiser des séances d’information sur les projets de documents d’application de la réglementation;
• participer au Groupe consultatif sur l’accréditation et la formation (présidé conjointement par la CCSN et les entreprises du secteur de l’énergie nucléaire), y compris des échanges stratégiques sur la formation et l’accréditation du personnel des centrales nucléaires;
• participer aux réunions du groupe de pairs sur la sûreté nucléaire du COG ainsi qu’aux réunions de la Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire et du personnel de direction de la CCSN (voir l’alinéa 8.1g)) afin de favoriser une compréhension commune des questions génériques de sûreté et d’autorisation.

Processus ouverts et transparents

Conformément aux politiques fédérales sur la consultation publique et sur l’équité en matière de réglementation, le régime législatif et le cadre de réglementation nucléaires sont ouverts et transparents. La CCSN s’est engagée de manière non équivoque à ce que les affaires et les activités de la Commission soient le plus possible menées de manière ouverte et transparente.

La CCSN tient compte de toutes les opinions émises par les parties intéressées lorsqu’elle met la dernière main à son approche réglementaire. En cas de présentation de divers points de vue à la CCSN, des consultations ou des réunions supplémentaires peuvent être organisées pour approfondir la question. Cependant, dans tous les cas, la CCSN établit des exigences en tenant compte des meilleures données scientifiques et des autres informations disponibles pour remplir son mandat.

Avant de décider s’il y a lieu de délivrer un permis pour des activités liées au nucléaire, la Commission étudie les propositions des demandeurs, les recommandations du personnel de la CCSN et le point de vue des parties intéressées. Chacune des décisions en matière de permis est fondée sur des renseignements qui démontrent que l’activité ou l’exploitation d’une installation donnée peut se dérouler en toute sécurité et que l’environnement sera protégé. Par souci d’ouverture et de transparence, la CCSN accomplit dans la mesure du possible ses activités lors de réunions et d’audiences publiques et, s’il y a lieu, dans les collectivités où les activités sont réalisées. Les membres du public peuvent participer aux audiences publiques en soumettant un mémoire et en présentant un exposé oral. Il est également possible de visionner les audiences et les réunions de la Commission en ligne par webdiffusion sur le site Web de la CCSN. Des transcriptions des réunions et des audiences publiques sont également disponibles.

Au cours de la période de référence, des audiences publiques liées au renouvellement des permis d’exploitation des centrales nucléaires de Pickering, de Point Lepreau et de Bruce ont été organisées dans les collectivités hébergeant les installations concernées, ainsi que des audiences portant sur un permis de déclassement pour Gentilly‑2 et sur un renouvellement de permis pour les Laboratoires de Chalk River. La participation du public à ces audiences a été encouragée en publiant des annonces dans les journaux locaux, en envoyant des avis par courriel aux abonnés de la CCSN, et par l’entremise des canaux Facebook, Twitter et YouTube de la CCSN. Des séances d’information de la CCSN ont également été organisées dans les collectivités bien avant les audiences. La Commission a examiné plus de 492 mémoires présentés par le public durant ces audiences.

La CCSN offre aussi au public plusieurs occasions d’être entendu dans le cadre de son processus d’élaboration des règlements (voir l’alinéa 7.2(i)a)) et de son processus de rédaction des documents d’application de la réglementation (voir l’alinéa 7.2(i)b)). L’utilisation de documents de travail par la CCSN ainsi que l’analyse et la publication de la rétroaction qu’ils suscitent ont également contribué à améliorer le degré d’intervention et la nature des interactions possibles.

La CCSN saisit toutes les occasions pour encourager d’autres organismes de réglementation nucléaire nationaux et les organisations internationales concernées par la sûreté nucléaire à communiquer des informations au public.

Favoriser la participation du public aux décisions réglementaires

Afin de soutenir sa prise de décisions, la CCSN est dotée d’un Programme de financement des participants (PFP) qui permet aux membres du public, aux groupes autochtones et aux parties intéressées de demander une aide financière à l’appui de leur participation au processus de prise de décisions réglementaires. Ceci leur permet de participer aux procédures de la Commission ouvertes au public visant les grandes installations nucléaires, les renouvellements de permis et d’autres sujets présentant un intérêt sur le plan réglementaire. Le financement peut servir à retenir les services d’un consultant, à procéder à un examen de la documentation, à organiser des réunions, à présenter un mémoire et à se rendre à l’endroit où se tient les séances de la Commission pour y faire un exposé oral (s’il y a lieu). Ce soutien financier permet également aux groupes autochtones et au public de participer à des aspects des évaluations environnementales (EE) et du processus relatif aux permis pour les centrales nucléaires, en plus de leur donner l’occasion de formuler des commentaires au sujet des rapports de surveillance réglementaire qui pourront être pris en compte avant leur publication. De plus, un financement est offert aux collectivités autochtones afin qu’elles tiennent des réunions avec le personnel de la CCSN sur les installations régies par cette dernière et les activités suscitant un intérêt. Depuis 2017, un financement est également mis à la disposition des communautés autochtones afin qu’elles procèdent à des études fondées sur le savoir autochtone à proximité des installations autorisées par la CCSN et pour permettre aux Autochtones de prendre part au Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN. Un comité indépendant d’examen de l’aide financière, composé de membres externes, examine toutes les demandes et formule des recommandations à la CCSN sur les bénéficiaires éventuels d’un financement, les montants pour chacun et les résultats attendus. La CCSN approuve la somme allouée.

Bonne pratique 7RE BP-1 pour le Canada issue de la septième réunion d’examen de la CSN

« Le Programme de financement des participants de la CCSN favorise l’ouverture et la transparence, en plus d’accroître la sûreté puisqu’il constitue un moyen pour la Commission d’obtenir des renseignements supplémentaires. »

Au cours de la période de référence, la CCSN a alloué la somme de 2 597 724 $ dans le cadre de ce programme. À ce jour, elle a versé plus de 700 000 $ pour financer cinq études fondées sur le savoir autochtone qui sont rattachées aux EE réalisées pour trois sites des Laboratoires Nucléaires Canadiens.

8.1g) Approche collaborative à la résolution des questions de sûreté

La Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire et du personnel de direction de la CCSN constitue un moyen efficace de communication à un haut niveau entre les titulaires de permis de centrale nucléaire et la CCSN. Les participants examinent des questions stratégiques qui concernent les titulaires de permis et la CCSN, favorisant ainsi une compréhension mutuelle et permettant de concentrer les efforts sur les diverses questions de sûreté liées aux centrales nucléaires. Cette tribune sert à cerner les défis de nature stratégique et les occasions qui pourraient avoir un impact sur le secteur de l’énergie nucléaire au Canada et sur la CCSN. Au cours de la période de référence, cette tribune a aidé à cibler les efforts de façon à résoudre différentes questions de sûreté. Bien que la tribune ne soit pas un mécanisme de prise de décisions en matière de réglementation, elle a facilité les échanges sur les points suivants :

• les questions actuelles et émergentes relatives au mandat de la CCSN concernant la santé et la sécurité des personnes, la sécurité nationale et l’environnement;
• les nouveaux développements dans le secteur nucléaire, les grands projets et les exercices (d’urgence) prévus;
• les domaines d’intérêt de même que les priorités et les plans stratégiques respectifs, lorsque cela était pertinent et pratique;
• les missions de l’AIEA et d’autres vérifications par des tiers prévues aux centrales nucléaires canadiennes, comme celles menées par le Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP), l’équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation (OSART), la mission EPREV, entre autres, et leurs résultats;
• les discussions sur les nouvelles exigences réglementaires énoncées dans les règlements et les REGDOC afin de bien saisir les répercussions de leur mise en œuvre aux centrales nucléaires.

La CCSN participe également, avec d’autres membres du secteur nucléaire, à l’élaboration des normes du Groupe CSA, tel qu’il est expliqué à l’alinéa 7.2(i)b).

8.1h) Consultations ciblées avec les communautés autochtones

Le devoir que s’est donné la CCSN de mener des consultations efficaces et bien gérées avec les Autochtones est régi par le document intitulé Consultation et accommodement des Autochtones – Lignes directrices actualisées à l’intention des fonctionnaires fédéraux pour respecter l’obligation de consulter – Mars 2011, tandis que le document de la CCSN intitulé Codification des pratiques actuelles : Engagement de la CCSN à l’égard des consultations auprès des Autochtones présente l’approche choisie par l’organisation pour remplir les obligations légales qui lui incombent en sa qualité d’agent du gouvernement du Canada et d’organisme de réglementation relativement à la consultation des Autochtones dans le cadre des projets qu’elle doit réglementer.

En février 2016, la CCSN publiait le document REGDOC‑3.2.2, Mobilisation des Autochtones, qui énonce les exigences et l’orientation à l’intention des titulaires de permis qui proposent des projets susceptibles de donner lieu à l’obligation de consulter incombant à la Couronne. En veillant à ce que les titulaires de permis appliquent l’orientation contenue dans ce document, la CCSN s’assure que ces derniers prennent au sérieux l’obligation de consulter les communautés autochtones sur des projets susceptibles d’avoir une incidence sur leurs droits, leurs territoires traditionnels et leurs communautés. La mise en œuvre du REGDOC‑3.2.2 a donné lieu à des pratiques de mobilisation des Autochtones plus efficaces, en plus de resserrer les liens avec les communautés autochtones, d’aider la CCSN à respecter ses obligations de consulter et de réduire le risque de retard dans les processus d’examen réglementaire. De plus, la CCSN s’affaire actuellement à mettre en œuvre une stratégie de mobilisation à long terme avec les communautés autochtones qui manifestent un intérêt envers les installations et les activités réglementées par la CCSN. Cette stratégie a pour but de travailler en collaboration avec les communautés autochtones afin d’instaurer des relations officielles et de poursuivre les activités de mobilisation à l’extérieur des processus réglementaires de la CCSN. La mise en œuvre de la stratégie de mobilisation à long terme devrait contribuer à forger des liens constructifs durables avec les communautés autochtones qui seront propices à leur participation accrue dans les activités de surveillance de la CCSN et ainsi qu’à des consultations et une mobilisation plus efficaces dans le cadre de projets futurs.

8.1i) État de préparation en matière de réglementation pour les petits réacteurs modulaires

Le personnel de la CCSN, soucieux d’être prêt sur le plan réglementaire à l’implantation de petits réacteurs modulaires (PRM), a mis en place une stratégie qui repose sur trois principes fondamentaux, illustrés dans la figure ci‑dessous :

1. un cadre de réglementation rigoureux, mais souple, qui pose les piliers juridiques solides sur lesquels pourront être prises et appliquées les décisions réglementaires;
2. des processus tenant compte des risques qui encadreront l’application du cadre de réglementation;
3. une main‑d’œuvre compétente qui possède la capacité et l’expertise technique nécessaires pour répondre aux besoins de polyvalence de l’organisation.

Par ailleurs, la CCSN a mis sur pied un Comité permanent sur les PRM (CPPRM) dont le mandat consiste à fournir à la haute direction des principes de gouvernance, à veiller à ce que ces principes soient bien équilibrés et à orienter la détermination des priorités relatives aux activités dans le but d’atteindre l’objectif stratégique. Le CPPRM de la CCSN joue un rôle phare pour ce qui est de jeter les assises de la réglementation des PRM. Ce faisant, il fournit des orientations stratégiques et exerce une surveillance pour le compte de la haute direction, en plus de prêter assistance dans l’élaboration de la stratégie de réglementation et l’établissement de la position rattachée à l’examen et à l’autorisation des technologies de PRM.

Figure 8.1i) État de préparation en matière de réglementation des PRM

8.2 État de l’organisme de réglementation

8.2a) Séparation de la CCSN des autres organisations faisant la promotion ou l’usage de l’énergie nucléaire

La LSRN sépare les fonctions de l’organisme de réglementation de celles attribuées aux organisations qui font la promotion ou l’usage de l’énergie nucléaire. Le mandat de la CCSN (voir l’alinéa 7.1a)) est clairement axé sur la sûreté, la santé et la sécurité des personnes, le maintien de la sécurité nationale, la protection de l’environnement et le respect des obligations internationales du Canada. Il ne s’étend pas aux affaires économiques (dont la promotion de l’énergie nucléaire).

La LSRN fait de la Commission (décrite à l’alinéa 7.1a)) une cour d’archives, ce qui lui permet de gérer ses affaires de manière indépendante. Les commissaires sont assujettis à des lignes directrices en matière de conflits d’intérêts et d’éthique afin de s’assurer qu’il existe une séparation entre eux et les différentes parties intéressées. Ils exercent leurs fonctions « à titre inamovible », par opposition à une nomination « à titre amovible ». Ceci signifie qu’ils ne peuvent être destitués que pour une raison valable (comme une fraude). Aucun commissaire n’a jamais été déchu de ses fonctions pour un motif valable.

Les décisions de la Commission ne sont pas soumises à l’examen d’un ministre ou d’autres éléments du pouvoir exécutif du gouvernement. La LSRN énonce que seul le gouverneur en conseil peut donner des instructions à la Commission; celles‑ci doivent être d’orientation générale et ne pas viser un titulaire de permis en particulier. De plus, un tel décret serait publié dans la Gazette du Canada et déposé devant chaque chambre du Parlement. Afin de préserver l’intégrité de la Commission comme décideur indépendant, les échanges entre la Commission et le personnel de la CCSN se font par l’intermédiaire du Secrétariat. Les membres du personnel de la CCSN, à l’exception du personnel du Secrétariat et de la présidente, ont très peu de contact avec les commissaires.

La CCSN, en tant qu’organisation, est également indépendante d’autres organisations du gouvernement, tel que l’explique l’alinéa 8.1a). Il est également précisé à cet alinéa que la CCSN ne rend pas de compte à un ministre, mais plutôt au Parlement par l’entremise du ministre des Ressources naturelles.

8.2b) Autres moyens contribuant à l’indépendance de la réglementation

La CCSN favorise des communications et des échanges ouverts avec ses parties intéressées, recueillant ainsi en continu des données auprès de toutes les parties ayant un intérêt pour le secteur nucléaire au Canada. Des processus de réglementation transparents contribuent à rendre l’examen de ces données plus systématique et plus équitable (pour plus de renseignements, voir l’alinéa 8.1f)). Ces dispositions aident à prévenir une influence indue de la part de toute partie ou entreprise. Un cadre de prise de décisions en fonction du risque et un encadrement solide favorisant les actions responsables et éthiques constituent d’autres mécanismes qui aident à préserver l’indépendance de la CCSN.

Bureau de la vérification et de l’éthique

Le Bureau de la vérification et de l’éthique de la CCSN administre à l’interne quatre programmes de conformité liés à l’éthique. Le programme des valeurs et de l’éthique procure aux employés des services‑conseils et de la formation pour favoriser une prise de décisions reposant sur l’éthique dans le milieu de travail. Le programme de divulgation interne est conçu afin d’aider les employés à rapporter les actes répréhensibles de manière sûre et constructive et de les protéger des représailles lorsqu’ils formulent des allégations de bonne foi ou témoignent dans des dossiers de divulgation. Le programme régissant les conflits d’intérêts et l’après‑mandat met à la disposition des employés de la CCSN des outils pour prévenir et éviter des situations qui pourraient donner l’apparence d’un conflit d’intérêts ou créer un conflit d’intérêts réel ou potentiel. Les Lignes directrices sur les activités politiques énoncent les principes autorisant les employés à participer à des campagnes électorales sans que cela n’interfère avec leur obligation de s’acquitter de leurs responsabilités au sein de la CCSN d’une manière qui soit neutre sur le plan politique.

Le Bureau de la vérification et de l’éthique gère également les plaintes faites par des entités ne faisant pas partie de la CCSN, pour s’assurer qu’un élément neutre au sein de celle‑ci surveille les processus d’enquête et de règlement. De plus, le Bureau prépare les rapports annuels à remettre au Comité de gestion et au Comité ministériel de vérification qui décrivent brièvement les dossiers réglés dans le cadre de ces programmes. Les rapports de vérification internes sont remis au Conseil du Trésor par l’entremise du Bureau du contrôleur général, et affichés sur le site Web de la CCSN. Enfin, le Bureau de la vérification et de l’éthique offre un soutien administratif et des services de secrétariat au Comité ministériel de vérification.

Article 9 – Responsabilité du titulaire d’une autorisation

Chaque Partie contractante fait le nécessaire pour que la responsabilité première de la sûreté d’une installation nucléaire incombe au titulaire de l’autorisation correspondante et prend les mesures appropriées pour que chaque titulaire d’une autorisation assume sa responsabilité.

9a) Loi établissant les responsabilités du titulaire de permis

Selon l’alinéa 26e) de la LSRN, il est interdit, sauf en conformité avec un permis délivré par la Commission, de préparer l’emplacement d’une installation nucléaire, ou de construire, d’exploiter, de modifier, de déclasser ou d’abandonner une telle installation. Comme il est énoncé au paragraphe 7.2(ii) du présent rapport, la Commission peut délivrer un permis seulement aux demandeurs qui possèdent les compétences nécessaires pour exploiter la centrale nucléaire et qui prendront les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes et protéger l’environnement.

Au paragraphe 12(1), le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires attribue différentes responsabilités aux titulaires de permis à l’égard de la sûreté nucléaire. L’alinéa 12(1)c) exige que le titulaire de permis prenne toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes et maintenir la sécurité des installations nucléaires et des substances nucléaires. D’autres alinéas attribuent des responsabilités aux titulaires de permis, notamment :

• veiller à ce qu’il y ait suffisamment de travailleurs qualifiés et les former;
• fournir et entretenir les appareils exigés;
• exiger de toute personne se trouvant sur les lieux de l’activité qu’elle utilise comme il se doit l’équipement, les appareils et les vêtements et suive les procédures;
• prendre toutes les précautions raisonnables pour contrôler le rejet dans l’environnement de substances nucléaires ou de substances dangereuses;
• mettre des mesures en œuvre pour informer le personnel au sujet des dispositions en matière de sécurité et pour être alerté en cas d’activité illégale ou de sabotage.

9b) Moyens utilisés par les titulaires de permis pour s’acquitter de leurs responsabilités en matière de sûreté

Dans l’ensemble, le régime de réglementation des centrales nucléaires au Canada est relativement non prescriptif, reposant sur des exigences et des normes de rendement de nature générale, offrant ainsi aux titulaires de permis une certaine souplesse dans la façon d’y satisfaire tout en répondant le plus possible à leurs propres besoins. Les titulaires de permis sont responsables de s’assurer que leurs systèmes, programmes, processus et conceptions répondent aux exigences. Une description des dispositions prises à cette fin est soumise à la CCSN au moment de présenter une demande de permis. Si elles sont acceptées par la CCSN, ces dispositions font alors partie du fondement d’autorisation (défini à l’alinéa 7.2(ii)a)) de la centrale nucléaire et orientent les activités futures de réglementation.

Les titulaires de permis doivent démontrer que l’exploitation de leur centrale répond aux normes de rendement et qu’elle continuera de répondre aux critères applicables tout au long de la période d’autorisation et de la durée de vie prévue à la conception.

Pendant l’exploitation, les titulaires de permis s’acquittent de leurs responsabilités en effectuant les activités suivantes, qui sont décrites dans d’autres parties de ce rapport :

• se conformer aux exigences réglementaires énoncées dans les lois et règlements pertinents;
• exploiter leurs installations selon le fondement d’autorisation (voir l’article 19);
• établir et appliquer des lignes de conduite pour l’exploitation (LCE); établir et respecter des limites d’exploitation sûre (voir le paragraphe 19(ii));
• élaborer des politiques en matière de sûreté et développer une culture organisationnelle afin d’assurer l’exploitation sûre de la centrale nucléaire (voir l’article 10);
• surveiller le rendement du personnel et des installations afin de s’assurer qu’il répond aux attentes (voir l’alinéa 14(ii)a) et le paragraphe 19(vii));
• prévoir des ressources financières adéquates pour assurer la sûreté de chaque centrale nucléaire tout au long de sa durée de vie (voir le paragraphe 11.1);
• veiller à ce que des ressources qualifiées soient disponibles en tout temps, tant pour effectuer les activités prévues que pour intervenir en cas d’événement imprévu (voir l’alinéa 11.2b));
• appliquer des systèmes gérés pour atténuer les risques associés à l’exploitation de la centrale nucléaire et pour gouverner les activités susmentionnées (voir l’article 13).

Comme indiqué à l’alinéa 13a), tous les titulaires de permis doivent mettre en place et tenir à jour un système de gestion. On s’attend à ce qu’un système de gestion d’une centrale nucléaire établisse la sûreté comme objectif ultime, qu’il favorise l’exploitation sûre durant toutes les phases de son cycle de vie et qu’il mette en œuvre des pratiques qui contribuent à l’excellence au chapitre de la performance des travailleurs. Les titulaires de permis ont diverses dispositions permettant d’assurer la sûreté de l’exploitation, telles que la vérification de la compétence des travailleurs, la mise en commun et l’utilisation de l’expérience d’exploitation, la vérification de l’exécution adéquate des travaux, l’identification et la résolution des problèmes et le contrôle des changements. Les processus des titulaires de permis exigent également que des évaluations indépendantes soient réalisées pour confirmer l’efficacité des systèmes de gestion par rapport aux résultats attendus. Ces mesures aident à s’assurer que les titulaires de permis remplissent leurs responsabilités en matière de sûreté.

Chaque titulaire de permis établit la structure de son organisation de manière à optimiser la sûreté des installations nucléaires sous sa responsabilité. Chaque titulaire de permis a assigné à un chef de la direction clé la responsabilité de l’exploitation et de la sûreté de la centrale nucléaire. Ces cadres supérieurs ou agents principaux du nucléaire participent à la Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire (voir l’alinéa 9c)).

9c) Autres moyens qui aident les titulaires de permis à s’acquitter de leurs responsabilités

Examens par les pairs et autres

Les titulaires de permis effectuent des examens indépendants qui contribuent à confirmer qu’ils remplissent leurs responsabilités en matière de sûreté. Par exemple, les titulaires de permis de centrale nucléaire sont membres de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO) et reçoivent sur une base régulière la visite d’équipes d’examen de cette association (voir l’alinéa 14(i)d)). À titre d’exemple additionnel, Bruce Power, OPG et Énergie NB mettent en œuvre régulièrement des évaluations indépendantes de la sûreté nucléaire par des personnes de l’extérieur, sous les auspices de la Commission d’examen de la sûreté nucléaire (CESN), afin de pouvoir donner l’assurance qu’elles se conforment aux exigences de leur système de gestion nucléaire et de leurs politiques en matière de sûreté nucléaire respectifs. La CESN est une équipe composée d’experts de secteurs autres que le nucléaire, qui effectue des évaluations annuelles (d’une durée typique de cinq jours) des activités aux centrales nucléaires qui pourraient avoir une incidence sur le rendement et la sûreté nucléaire. Elle se rapporte directement au chef de l’exploitation nucléaire d’OPG et d’Énergie NB, tandis que pour Bruce Power, elle fait rapport au conseil d’administration.

Le Canada a invité l’AIEA à mener des missions de l’OSART à plusieurs centrales nucléaires au cours des prochaines années.

Mesures collectives

Bien que le cadre de réglementation et la structure de gouvernance du titulaire de permis soient en place pour s’assurer que chaque titulaire de permis s’acquitte de ses responsabilités en matière de sûreté, les titulaires de permis au Canada agissent également de manière collective à cette fin. Les objectifs de cet effort collectif sont de mettre en commun les connaissances et l’expertise (lorsqu’approprié), de coordonner et d’établir la priorité des initiatives d’amélioration et des mesures visant à résoudre les problèmes ainsi que d’accroître de façon globale la conformité aux exigences réglementaires.

En plus d’être membres de la WANO et du Groupe CSA, tous les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada et les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) sont membres du Groupe des propriétaires de CANDU (COG), une organisation à but non lucratif ayant pour objectif de fournir des programmes de coopération, d’entraide et d’échange d’information afin que le soutien, le développement, l’exploitation et l’entretien de la technologie CANDU soient menés à bien et que cette dernière soit rentable. Pour plusieurs projets d’amélioration de la sûreté des réacteurs CANDU, dont bon nombre d’exemples sont décrits dans ce rapport, le COG a défini la façon de procéder. En plus de ses activités de recherche et développement (décrites à l’appendice D.2), le COG aide les titulaires de permis à s’acquitter de leurs responsabilités en :

• mettant en commun l’expérience en exploitation et en offrant un soutien à tous les membres du COG pour résoudre des problèmes techniques et d’exploitation;
• élaborant et assurant la gestion de projets et de services financés conjointement;
• adoptant des stratégies et des plans communs pour résoudre des questions de réglementation liées à la sûreté nucléaire;
• fournissant des pratiques exemplaires, en réalisant des programmes de formation élaborés conjointement et en mettant au point des outils de maintien du savoir comme le manuel CANDU (décrit à l’alinéa 11.2b) sous la rubrique « Programmes de formation externes »).

En plus d’étudier les programmes permanents du COG, les membres forment des groupes de travail qui étudient les questions ponctuelles.

La Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire, qui regroupe des représentants de la haute direction de tous les titulaires de permis et des LNC, facilite l’adoption d’approches coordonnées pour résoudre les questions techniques et de réglementation importantes. Elle offre une orientation et une surveillance générales pour les travaux effectués par les groupes de pairs afin de mieux comprendre et résoudre les questions de sûreté. Elle procure les avantages suivants : une cohérence des positions adoptées en matière d’autorisation, une harmonisation de l’orientation stratégique et un partage des ressources. Le COG anime les réunions de cette tribune, ce qui permet de s’assurer que l’orientation générale correspond aux programmes et aux projets du COG en cours.

Les chefs de l’exploitation nucléaire participent également à des échanges de haut niveau avec les cadres supérieurs de la CCSN (voir l’alinéa 8.1g)).

Divulgation proactive et communications publiques

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.2.1, L’information et la divulgation publiques, oblige tous les titulaires de permis de grandes installations, y compris les centrales nucléaires, à mettre en œuvre et à tenir à jour des programmes d’information et de divulgation publiques. Ces programmes doivent être appuyés par des protocoles robustes de divulgation des événements et des faits nouveaux mettant en cause leurs installations ou leurs activités. Les exigences de ces programmes sont fondées sur les objectifs de la Commission énoncés dans la LSRN et à l’alinéa 3j) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui oblige les demandeurs de permis à décrire « le programme destiné à informer les personnes qui résident à proximité de l’emplacement de la nature et des caractéristiques générales des effets prévus de l’activité visée sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes ».

Les protocoles de divulgation publique doivent décrire le type d’information ou les rapports devant être rendus publics, les critères pour déterminer à quel moment publier cette information et ces rapports et le moyen de les divulguer. Pour définir l’information et les rapports d’intérêt pour les différents auditoires, les demandeurs et les titulaires de permis doivent consulter les parties intéressées et les groupes d’intérêt. Les protocoles doivent être affichés sur Internet et toute révision de ceux‑ci doit être soumise à la CCSN.

Les éléments du programme d’information et de divulgation publiques des titulaires de permis ainsi que certains exemples d’activités de sensibilisation réalisées par des titulaires de permis de centrale nucléaire au cours de la période de référence sont présentés à l’annexe 9c).

9d) Approche de la CCSN en matière de surveillance des responsabilités des titulaires de permis

Pour s’assurer que les titulaires de permis se conforment aux différentes exigences réglementaires, la CCSN :

• établit et documente des exigences claires, suivant un processus qui comprend une phase de consultation;
• collabore avec d’autres organismes et entités pour favoriser l’élaboration d’exigences réglementaires cohérentes;
• suggère des moyens acceptables de satisfaire aux exigences réglementaires, mais permet aux titulaires de permis de proposer d’autres méthodes qui tiennent compte du risque ainsi que des coûts et des avantages;
• encourage la conformité aux attentes réglementaires;
• vérifie si les processus et les programmes satisfont aux exigences réglementaires;
• prend des mesures pour obliger les titulaires de permis à se conformer aux exigences, suivant une approche graduelle et cohérente fondée sur le niveau de risque;
• se sert des normes du secteur nucléaire, des normes nationales et internationales ou d’autres normes appropriées.

Ces activités d’application de la réglementation sont décrites de façon plus détaillée au paragraphe 7.2, et abordent tous les états de fonctionnement, y compris les accidents.

Le fondement d’autorisation de chaque centrale nucléaire est établi dans le cadre du processus de renouvellement de chaque permis d’exploitation, réaffirmant les responsabilités des titulaires de permis. Les titulaires de permis mettent en œuvre les nouveaux documents d’application de la réglementation ou les nouvelles normes de façon régulière, lors du renouvellement du permis et pendant la période d’autorisation.

Le fondement d’autorisation dicte les activités de réglementation de la CCSN au cours de la période d’autorisation, dont les inspections et les approbations de modification. Entre les renouvellements de permis, le programme de conformité de la CCSN procure la garantie que les titulaires de permis s’acquittent de leurs responsabilités. À tous les sites de centrales nucléaires dotées de réacteurs en exploitation, la CCSN maintient en poste en permanence des inspecteurs qualifiés et d’expérience. Ils ont, au jour le jour, des échanges soutenus avec les titulaires de permis et surveillent étroitement leurs activités (pour des renseignements supplémentaires, voir l’alinéa 8.1b)).

La présentation obligatoire de rapports est un aspect important de la stratégie adoptée par la CCSN pour s’assurer que les titulaires de permis continuent de s’acquitter de leurs responsabilités. Un renvoi dans les permis d’exploitation au document d’application de la réglementation REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN oblige les titulaires de permis à soumettre des rapports lorsque surviennent des événements importants sur le plan de la sûreté et des cas de non‑conformité aux exigences réglementaires (voir l’alinéa 7.2(iii)b)).

La transparence du cadre canadien de réglementation nucléaire et du processus de délivrance de permis contribuent également à s’assurer que toutes les parties intéressées peuvent facilement discerner les activités des titulaires de permis visant à s’acquitter de leurs responsabilités en matière de sûreté.

9e) Sommaire des responsabilités en matière de sûreté dont on s’est acquittées au cours de la période de référence

Au cours de la période de référence, les titulaires de permis de centrale nucléaire du Canada se sont acquittés de leurs responsabilités fondamentales en matière de sûreté dictées par la LSRN et ses règlements. Le solide rendement en matière de sûreté de ces titulaires de permis au cours de la période de référence, comme il est décrit tout au long de ce rapport, démontre que ceux‑ci se sont acquittés de leurs responsabilités. La CCSN n’a pas eu besoin d’avoir recours à des mesures d’application, comme des ordres, des mesures restrictives à l’égard du permis ou des poursuites (telles qu’elles sont décrites au paragraphe 7.2(iv)) pour régler les problèmes liés à la sûreté relevés aux centrales nucléaires canadiennes. Les activités de réglementation de la CCSN portant sur la promotion et la vérification de la conformité ont suffi pour traiter et régler les problèmes liés à la sûreté, et les instruments d’application de la réglementation ont été adéquats pour maximiser la conformité aux exigences réglementaires de tous les titulaires de permis de centrale nucléaire.

Les titulaires de permis se sont également acquittés de leurs responsabilités en matière de sûreté au cours de la période de référence en apportant plusieurs améliorations à la sûreté. Pour tenir compte des exigences de la CCSN, des résultats de la recherche effectuée par le secteur nucléaire, de l’expérience en exploitation aux niveaux national et international et des attentes accrues du public, les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada ont apporté plusieurs améliorations en matière de sûreté à leurs centrales depuis leur construction.

Partie C Considérations générales de sûreté

La partie C du chapitre III comprend les sept articles suivants :

• Article 10 – Priorité à la sûreté
• Article 11 – Ressources financières et humaines
• Article 12 – Facteurs humains
• Article 13 – Assurance de la qualité
• Article 14 – Évaluation et vérification de la sûreté
• Article 15 – Radioprotection
• Article 16 – Organisation pour les cas d’urgence

Article 10 – Priorité à la sûreté

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que toutes les organisations qui mènent des activités concernant directement les installations nucléaires établissent des stratégies accordant la priorité requise à la sûreté nucléaire.

La priorité accordée à la sûreté par l’ensemble des organismes participant à des activités liées aux installations nucléaires est démontrée en partie par leur engagement à effectuer des examens par des pairs et à apporter des améliorations de façon continue. À titre d’exemple, les titulaires de permis de centrale nucléaire participent régulièrement aux évaluations organisées par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO), (voir l’alinéa 14(i)d)). Ils démontrent également leur engagement continu envers la sûreté nucléaire en participant à des activités de recherche et de développement liées à la sûreté (pour de plus amples renseignements, voir l’appendice D). Le Canada a démontré son engagement à l’égard des évaluations par les pairs et des améliorations, y compris en accueillant des missions du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et du service d’Examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV) de l’AIEA (voir l’alinéa 8.1e)). De plus, la CCSN a un programme de recherches actif axé sur les questions de réglementation (voir le paragraphe 8.1).

10a) Élaboration de politiques et de processus par les titulaires de permis donnant la priorité à la sûreté aux centrales nucléaires

Afin d’accorder une priorité prépondérante à la sûreté, les membres de la direction et les gestionnaires d’une organisation doivent en faire une valeur de base, en paroles et en gestes. À tous les niveaux de direction, le système de gestion doit en tout temps appuyer et renforcer cette priorité. Le système de gestion (voir l’article 13) donne l’assurance que les politiques, principes et exigences de haut niveau en matière de sûreté sont intégrés de façon adéquate aux activités du titulaire de permis.

Tous les titulaires de permis de centrale nucléaire ont établi des politiques qui confèrent à la sûreté nucléaire la priorité qui lui revient. Tous les titulaires de permis ont également intégré à leurs systèmes de gestion le principe selon lequel la « sûreté est la considération primordiale qui guide les décisions et les actions ». Les façons d’intégrer les principes énoncés dans ces politiques varient d’un titulaire de permis à l’autre, comme il est décrit à l’annexe 10a).

Les processus des systèmes de gestion des titulaires de permis de centrale nucléaire donnent l’assurance que les conditions pouvant nuire à la sûreté sont évaluées et corrigées de façon systématique. Des programmes de mesures correctives sont officialisés afin de s’assurer que les questions ayant une incidence sur la sûreté sont traitées correctement et promptement. Ces processus continuent d’évoluer au fur et à mesure qu’ils sont utilisés et que les leçons tirées sont mises en commun avec les autres titulaires de permis.

Des évaluations de l’exploitabilité des systèmes et des composants sont effectuées lorsqu’il y a des incertitudes quant à leur capacité à remplir leur fonction de sûreté. Des processus de prise de décisions sont appliqués pour résoudre les problèmes importants nécessitant une intervention prompte et coordonnée afin de contrer des conditions anormales, prévues ou indéterminées, ayant une incidence sur la sûreté. D’autres pratiques, dont la présence de gestionnaires sur le terrain et les comités de surveillance, aident également à s’assurer qu’on accorde à la sûreté la priorité requise.

La norme du Groupe CSA N286-12-F14, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, a été mise en œuvre par les titulaires de permis de centrale nucléaire (pour de plus amples renseignements, voir l’alinéa 13a). Cette norme prend appui sur le principe selon lequel la sûreté est la considération primordiale qui guide les décisions et les actions en incluant une exigence relative à la culture de sûreté qui stipule que :

La direction doit se servir du système de gestion pour comprendre et encourager une culture de sûreté au moyen des éléments suivants :

1. émettre une déclaration engageant les travailleurs à respecter le système de gestion;
2. définir et mettre en œuvre des pratiques qui contribuent à l’excellence du rendement des travailleurs;
3. fournir les moyens par lesquels l’entreprise appuie les travailleurs pour l’exécution de leurs tâches en toute sécurité et avec succès, en tenant compte des interactions entre les personnes, la technologie et l’organisation;
4. effectuer une surveillance en vue de comprendre et d’améliorer la culture.

10b) Culture de sûreté aux centrales nucléaires

Approche globale

La culture de sûreté aux centrales nucléaires canadiennes repose sur un engagement collectif pris par tout le personnel et la direction à faire de la sûreté la priorité prépondérante au moment de prendre des décisions et d’effectuer des travaux. Ceci est mis en œuvre en tenant compte du risque et en maintenant des marges de sûreté adéquates, en traitant le cœur du réacteur et la sûreté du réacteur avec prudence et un sens des responsabilités, et en s’assurant qu’une tâche peut être exécutée de manière sûre avant d’aller de l’avant. La culture de sûreté est renforcée davantage en soumettant la sûreté nucléaire à un examen continu, en encourageant l’utilisation d’une approche prudente (« et si? ») en matière de planification et de préparation de la sûreté, en favorisant l’apprentissage au niveau organisationnel et en faisant la promotion d’une « culture équilibrée » dont les buts sont d’apprendre le plus possible des événements et des incidents évités de justesse, sans pour autant éliminer la possibilité de tenir des personnes responsables de leurs actions.

Une ligne hiérarchique et des voies de communication bien délimitées sont établies dans l’ensemble de l’organisation afin que chacun des employés soit conscient de ses responsabilités en matière de sûreté nucléaire. En dernier ressort, la haute direction est responsable de la sûreté de la centrale et on s’attend donc à ce qu’elle élabore des processus pour promouvoir les programmes de sûreté et faire le suivi de leur efficacité et qu’elle démontre par ses actions que la sûreté est la préoccupation principale. Le comportement des superviseurs doit également démontrer qu’ils s’attendent à ce que leur personnel se conforme aux processus de sûreté tout en faisant en même temps la promotion d’une attitude propice à la remise en question. Du point de vue personnel, l’accent est mis sur le dévouement et la responsabilisation personnels de chacune des personnes participant aux activités ayant une incidence sur la sûreté de la centrale nucléaire. On s’attend à ce que tous les employés connaissent les procédures et s’y conforment. Ceci donne l’assurance que l’on respecte les règles, les politiques et les règlements portant sur la sûreté nucléaire, la radioprotection, la protection de l’environnement, la sécurité industrielle, la sécurité et la protection-incendie, ainsi que d’autres domaines pertinents couverts dans les procédures. La formation et le bon exemple servent à promouvoir la conformité à ces attentes qui est vérifiée par l’intermédiaire d’observations sur le terrain, de comités de surveillance et d’auto-évaluations, et assurée par l’encadrement et des processus favorisant le repérage des problèmes et la prise de mesures correctives.

Document d’application de la réglementation sur la culture de sûreté

En avril 2018, la CCSN a publié le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, aux fins suivantes :

• officialiser l’engagement de la CCSN à promouvoir une saine culture de sûreté au sein du secteur nucléaire canadien en offrant une définition claire de la culture de sûreté, et aussi en décrivant les caractéristiques d’une saine culture de sûreté afin de permettre aux parties intéressées et à la CCSN d’avoir une compréhension commune de ces concepts;
• officialiser les exigences et les attentes visant les titulaires de permis en ce qui concerne la culture de sûreté aux centrales nucléaires;
• clarifier et mettre en œuvre le rôle et la stratégie de surveillance de la CCSN afin de confirmer que les titulaires de permis de centrale nucléaire mènent des auto-évaluations de la culture de sûreté qui sont appropriées et que les mesures correctives découlant de ces évaluations sont mises en œuvre de manière efficace.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont commencé à planifier la mise en œuvre du REGDOC-2.1.2 au cours de la période de référence.

Auto-évaluations de la culture de sûreté

Les titulaires de permis de centrale nucléaire effectuent des auto-évaluations de la culture de sûreté ainsi que des activités de suivi afin de cerner les problèmes à ce chapitre, d’élaborer des mesures correctives appropriées et de prendre les mesures requises après les évaluations.

Les auto-évaluations de la culture de sûreté offrent des occasions d’apprentissage et d’amélioration. Cependant, dans le cas des auto-évaluations, il est possible que des questions ou des circonstances importantes soient omises à cause de nonchalance et d’une trop grande familiarité avec la façon de mener les affaires à l’interne. Ainsi, les entreprises du secteur nucléaire au Canada ont adopté plusieurs approches pour essayer d’éliminer la possibilité d’être atteintes d’une « cécité organisationnelle », dont :

• l’élaboration d’orientation commune en matière d’évaluation de la culture de sûreté et la communication de renseignements entre les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada par l’entremise du Groupe de travail sur la culture de sûreté et les facteurs organisationnels humains du COG. Les titulaires de permis utilisent les éléments d’orientation fournis par la WANO, l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO) et le Nuclear Energy Institute comme source première de leurs exigences en matière d’auto-évaluation;
• l’ajout de la culture de sûreté aux évaluations régulières indépendantes effectuées par d’autres organismes de l’industrie;
• la mise en œuvre de processus de surveillance de la culture de sûreté entre les évaluations pour relever les changements possibles et subtils dans celle‑ci.

Les titulaires de permis ont adopté le processus du comité de surveillance de la culture de sûreté nucléaire (CSCSN). Ce comité surveille les données du processus qui sont indicatrices de l’état de la culture de sûreté nucléaire de l’organisation (événements internes, tendances et changements organisationnels), et détermine les points forts et les préoccupations éventuelles qui méritent une attention accrue de la part de l’organisation. Le comité surveille également de façon périodique les mesures découlant des évaluations de la culture de sûreté. La haute direction tient compte des indications produites par le processus du CSCSN.

Les paragraphes qui suivent donnent un sommaire des résultats des auto-évaluations de la culture de sûreté et des autres activités à ce chapitre effectuées par les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence.

Ontario Power Generation

Tous les trois ans, OPG effectue une auto-évaluation exhaustive de la culture de sûreté nucléaire à chacune de ses centrales nucléaires. L’évaluation comporte deux phases : un sondage détaillé sur la culture de sûreté qui est envoyé à tous les employés et entrepreneurs résidents, et une évaluation menée sur place par une équipe d’évaluation et qui comporte des entrevues, des groupes de discussion, l’examen des documents et des observations. L’évaluation est axée sur les perceptions, les attitudes et les comportements de l’organisation.

OPG continue d’apporter des améliorations au processus d’évaluation en se fondant sur les leçons tirées de chacune des évaluations précédentes et des meilleures pratiques de l’industrie. OPG a amélioré la méthode de sondage du personnel et le processus d’évaluation sur le site afin qu’il soit plus facile de faire les collectes des données et de s’assurer qu’elles sont cohérentes et aussi pour permettre à OPG de comparer ses résultats avec ceux d’autres installations qui utilisent le sondage sur la culture de sûreté de l’INPO.

OPG a réalisé 5 évaluations de la culture de sûreté nucléaire en 2018, auxquelles ont participé des membres de l’externe provenant de diverses organisations. Les cinq évaluations ont été réalisées pour :

• la centrale de Darlington;
• la centrale de Pickering;
• les projets nucléaires;
• les déchets nucléaires;
• l’organisation nucléaire.

Dans l’ensemble, les évaluations ont permis de déterminer qu’OPG a une saine culture de sûreté nucléaire, qu’elle a un respect sain de la sûreté nucléaire et que celle‑ci n’est pas compromise par les priorités de production. Il y a quelques légères différences entre les sites, mais dans l’ensemble, OPG a une culture très uniforme. Depuis 2015, la culture d’OPG s’est bien améliorée en ce qui a trait aux 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire décrite dans le cadre de l’INPO/WANO. La plupart des membres du personnel estiment qu’ils peuvent soulever des préoccupations et remettre en question des décisions liées à la sûreté nucléaire sans crainte de représailles professionnelles ou personnelles. Les points forts relevés dans les diverses évaluations comprennent la création d’un environnement dans lequel les employés se sentent à l’aise de soulever des questions de sûreté, l’établissement d’un niveau élevé de confiance parmi les employés, l’élaboration de mesures incitatives harmonisées avec les politiques de sûreté nucléaire et les comportements, ainsi que la volonté des employés de défier l’inconnu et de s’arrêter devant l’incertitude.

Aux centrales de Pickering et de Darlington, on a noté qu’en raison des ressources humaines requises pour assurer le bon fonctionnement des centrales, les superviseurs et les travailleurs expérimentés disponibles ont subi des pressions.

Les superviseurs et les travailleurs permanents s’inquiètent de la compétence des travailleurs temporaires ou nommés pour une période déterminée, car cela impose des exigences plus élevées à ce groupe pour s’assurer que le travail est exécuté en toute sécurité. Il est important de noter que la question des ressources ne porte pas sur le nombre d’employés, mais sur l’expérience et les compétences du personnel en place. Une attention particulière est accordée à cette question à Pickering et à Darlington dans le cadre de l’initiative stratégique OPG 25 – People Powering the Future. De plus, les mesures prises pour donner suite aux constatations des évaluations de la culture de sûreté nucléaire font l’objet d’un suivi dans le cadre des groupes de surveillance de la culture de sûreté nucléaire, qui se réunissent tous les trimestres.

Bruce Power

La plus récente évaluation de la culture de sûreté et de sécurité nucléaires était une auto-évaluation exhaustive à l’échelle du site, réalisée en 2016. L’évaluation s’est appuyée sur les 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire de l’INPO/WANO et sur le projet de lignes directrices de l’AIEA concernant l’évaluation de la culture de sécurité. Il s’agissait de la première évaluation de la culture de sûreté effectuée à une centrale nucléaire canadienne qui intégrait également une évaluation de la culture de sécurité.

L’évaluation de 2016 comprenait un sondage, des entrevues et des groupes de discussion. De plus, l’évaluation de 2016 incluait pour la première fois les travailleurs contractuels. Les résultats ont montré des améliorations dans tous les domaines de l’évaluation par rapport à l’évaluation précédente de 2013. Les résultats globaux de l’évaluation sont à l’étude. Un programme de mesures correctives donne suite aux résultats de l’évaluation.

Bruce Power prévoit effectuer une autre évaluation de la culture de sûreté en 2020, conformément au REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté de la CCSN.

Énergie NB

Énergie NB a mené une auto-évaluation exhaustive de la culture de sûreté nucléaire à la fin de l’automne 2016. L’évaluation comprenait deux composantes : un sondage des employés d’Énergie NB et un processus d’entrevues pour valider les réponses du sondage et obtenir des données supplémentaires.

L’évaluation de 2016 a révélé qu’il y a une saine culture de sûreté nucléaire qui place la sûreté nucléaire au-dessus des autres priorités concurrentes, telles que la production. Énergie NB utilise 10 « énoncés d’action » relatifs à la culture de sûreté nucléaire établis d’après le du document de l’INPO, Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture. Les énoncés d’action fournissent de l’information sur ce que les caractéristiques devraient signifier pour tous les employés d’Énergie NB :

• les résultats de l’évaluation de 2016 ont montré des améliorations dans presque tous les domaines par rapport à l’évaluation de 2014. Les améliorations ont été motivées par le fait que l’organisation a davantage ciblé ses actions et a fait preuve de plus de discipline;
• les améliorations antérieures ont eu le temps de s’enraciner dans la culture;
• l’organisation a fait preuve d’autocritique et s’est efforcée d’apporter des changements.

Parmi les domaines de l’évaluation considérés comme des domaines d’intérêt, mentionnons :

• la fiabilité de l’équipement;
• la capacité et l’expérience;
• le processus d’embauche.

Les mesures prises par Énergie NB pour donner suite à ces domaines d’intérêt sont les suivantes :

• amener l’indice de fiabilité de l’équipement à plus de 88, comme objectif de la centrale pour l’exercice 2019;
• mettre davantage l’accent sur la planification de la relève et offrir une formation ciblée consistant en un aperçu détaillé des opérations à l’intention des gestionnaires, ainsi qu’un « camp d’entraînement au leadership » pour tous les employés;
• apporter des modifications au processus d’embauche, les intrants étant maintenant pondérés différemment que par le passé.

Énergie NB prévoit effectuer une autre évaluation de la culture de sûreté en 2020.

Hydro-Québec

L’auto-évaluation la plus récente menée à la centrale nucléaire de Gentilly-2 était une évaluation par des pairs réalisée en 2012. Voir le sixième rapport du Canada pour plus de détails.

SNC-Lavalin Nucléaire

SNC-Lavalin Nucléaire a décrété que la sûreté était un de ses engagements clés à tous les niveaux de l’organisation, tant dans le milieu de travail qu’au niveau des activités techniques. En 2015, les deux organisations faisant partie de SNC-Lavalin Nucléaire (Candu Énergie Inc. et SNC-Lavalin Nucléaire Inc.) ont rejoint l’INPO en tant que membres fournisseurs. En utilisant le cadre de l’INPO, SNC a élaboré et mis en œuvre un programme exhaustif appelé « Bâtir une culture d’excellence », qui intègre bon nombre des enseignements de l’INPO (p. ex., INPO12-012, Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture).

SNC-Lavalin Nucléaire a fourni un soutien important pour favoriser des améliorations semblables dans l’ensemble de l’industrie et auprès des fournisseurs nucléaires canadiens afin de promouvoir une saine culture de sûreté nucléaire. Dans le cadre d’un dialogue productif entre les titulaires de permis et la CCSN sur la performance humaine, l’engagement de SNC-Lavalin Nucléaire consistait à aider l’industrie à élargir les principes de performance humaine de l’INPO en définissant les principes fondamentaux pour assurer une défense en profondeur comme stratégie organisationnelle dans le système de gestion, en tirant des leçons des succès et des échecs, en reconnaissant la valeur du leadership informel et formel, de l’influence qu’il peut avoir et de son rôle dans la culture, et en faisant évoluer la mentalité individuelle du respect des exigences à un engagement personnel envers des méthodes de réduction des erreurs. Dans l’ensemble, les centrales nucléaires canadiennes et SNC-Lavalin Nucléaire font activement la promotion, auprès des autres titulaires de permis et de la chaîne d’approvisionnement, de la nécessité d’adopter une approche de défense gérée pour soutenir l’excellence dans la performance humaine et la culture de sûreté.

10c) Cadre de la CCSN pour l’évaluation de la culture de sûreté aux centrales nucléaires

Comme il est énoncé dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.1.2, Système de gestion : Culture de sûreté, la CCSN définit la culture de sûreté comme suit :

« Les caractéristiques de l’environnement de travail, notamment les valeurs, les règles et la compréhension commune qui influent sur les perceptions et les attitudes des employés à l’égard de l’importance que l’organisation accorde à la sûreté. »

Le REGDOC-2.1.2 s’appuie sur les principes suivants :

• La sûreté est une valeur clairement reconnue.
• Les responsabilités relatives à la sûreté sont claires.
• Une organisation vouée à l’apprentissage est fondée sur la sûreté.
• La sûreté est intégrée à toutes les activités de l’organisation.
• Un processus de leadership en matière de sûreté existe au sein de l’organisation.

La façon d’assigner les responsabilités au sein de l’organisation, de la haute direction jusqu’au personnel effectuant les tâches sur le terrain, peut avoir une incidence sur le rendement en matière de sûreté. La façon d’apporter des changements organisationnels et de les communiquer au personnel, ainsi que l’efficacité des programmes de formation, peuvent également avoir une incidence sur ce rendement.

Lorsqu’elle examine les systèmes de gestion des centrales nucléaires, la CCSN porte une attention particulière à la façon dont la sûreté nucléaire, la sécurité radiologique et classique, la protection de l’environnement et la sécurité de l’installation sont gérées et intégrées dans le système global de gestion. Les exigences canadiennes relatives au système de gestion encouragent une culture de sûreté (comme il est décrit à l’alinéa 10a)) et comprennent plusieurs mesures liées aux changements organisationnels.

Des membres du personnel de la CCSN vérifient également la présence d’autres signes indicateurs d’une saine culture de sûreté aux centrales nucléaires, entre autres que :

• des documents décrivant l’importance et le rôle de la sûreté dans les activités de l’organisation sont disponibles, dont un programme de gestion de la sûreté;
• de façon évidente, des auto-évaluations sont effectuées de façon continue.

Des membres du personnel de la CCSN examinent l’approche que chacun des titulaires de permis propose d’utiliser pour effectuer des auto-évaluations et passent en revue les plans des titulaires de permis pour effectuer des évaluations particulières. Ils fournissent aux titulaires de permis une rétroaction sur leurs auto-évaluations et examinent la façon dont les titulaires de permis évaluent la culture de sécurité dans le contexte de la culture de sûreté.

10d) Priorité accordée à la sûreté à la CCSN

La CCSN accorde la priorité à la sûreté nucléaire dans toutes ses activités. Le Manuel du système de gestion de la CCSN contient des énoncés clairs sur l’importance de tenir compte de la sûreté dans chaque décision prise. Ce manuel et le système de gestion de la CCSN reflètent également l’engagement de la CCSN à l’égard des aspects clés d’une saine culture de sûreté réglementaire et la compréhension de ces aspects. À cette fin, tous les processus réglementaires du système de gestion de la CCSN sont élaborés en tenant compte de l’importance que la CCSN accorde à la protection de la santé et de la sécurité des personnes et de l’environnement et au respect des obligations internationales du Canada.

L’indépendance de la CCSN en matière de réglementation permet au personnel de la CCSN de maintenir l’emphase sur la sûreté nucléaire tout en respectant toutes les priorités de l’organisation.

Au cours de la période de référence, la CCSN a effectué une auto-évaluation de la culture de sûreté réglementaire. Le personnel de la CCSN a présenté les conclusions, les recommandations et le plan d’action de la direction lors d’une réunion publique de la Commission en octobre 2018. La CCSN prévoit effectuer une évaluation de suivi en mai 2022 afin de confirmer l’efficacité des mesures prises à la suite de cette évaluation et d’approfondir son engagement à renforcer continuellement la culture de sûreté réglementaire de la CCSN.

Article 11 – Ressources financières et humaines

1. Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que des ressources financières adéquates soient disponibles pour les besoins de la sûreté de chaque installation nucléaire pendant toute la durée de sa vie.
2. Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées afin qu’un nombre suffisant d’agents qualifiés ayant été formés et entraînés et recyclés comme il convient soient disponibles pour toutes les activités liées à la sûreté qui sont menées dans ou pour chaque installation nucléaire pendant toute la durée de sa vie.

11.1 Ressources financières

Comme il est mentionné à l’article 9 de la Convention, chaque titulaire de permis de centrale nucléaire au Canada est le premier responsable de la sûreté de ses installations. Cette responsabilité requiert la disponibilité de ressources financières adéquates pour assurer la sûreté de chaque centrale nucléaire tout au long de sa vie.

L’alinéa 3(1)l) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige que tous les demandeurs de permis soumettent une description de la garantie financière proposée pour l’activité visée par la demande. De plus, conformément aux conditions de permis imposées en vertu du paragraphe 24(5) de la LSRN, tous les titulaires de permis au Canada doivent fournir des garanties financières acceptables aux yeux de la CCSN couvrant les coûts de déclassement des centrales nucléaires.

11.1a) Financement de l’exploitation et des améliorations apportées à la sûreté des centrales nucléaires pendant leur durée de vie

Les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada disposent de budgets distincts, consacrés respectivement à l’exploitation, à l’entretien et à l’amélioration des immobilisations. Pour les améliorations d’envergure, les coûts de financement d’un projet sont étalés sur la portion restante de la durée de vie prévisible de la centrale nucléaire. Les dépenses sont dictées par la situation financière du titulaire de permis, par son rendement tant réel que prévu, par sa stratégie financière et commerciale, ainsi que par la demande de service (prévision de la charge électrique). Ces renseignements servent à déterminer l’enveloppe des dépenses d’exploitation courantes et celle des dépenses en immobilisations.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada accordent une grande priorité aux programmes et projets liés à la sûreté. De ce fait, l’affectation de ressources financières appropriées aux programmes et aux travaux d’amélioration de la sûreté est assurée pour toute la durée du cycle de vie de chaque centrale nucléaire.

11.1b) Ressources financières pour le déclassement des centrales

Les titulaires de permis d’installations nucléaires, y compris les installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs, doivent fournir des garanties afin que des ressources financières adéquates soient disponibles pour le déclassement de ces installations et pour la gestion des déchets radioactifs qui en résultent. Les quatre titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada ont choisi différentes méthodes à cet égard, tel qu’il est décrit dans le guide d’application de la réglementation de la CCSN G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées. Dans chaque cas, les garanties comprennent un accord juridique rendant les fonds accessibles à la CCSN en cas de manquement de la part du titulaire de permis. Le titulaire de permis tient à jour le plan préliminaire de déclassement, l’estimation des coûts et la garantie financière, et présente périodiquement un rapport à la CCSN indiquant qu’ils demeurent valables, en vigueur et suffisants pour répondre aux besoins associés au déclassement. Les plans préliminaires de déclassement et les garanties financières sont tenus à jour en réponse à divers événements, tels qu’un changement au plan d’exploitation de la centrale, un changement des conditions financières, ainsi que pour l’élaboration de plans pour la gestion à long terme du combustible usé en vertu de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire. Les garanties financières visent non seulement le déclassement de la centrale nucléaire, mais aussi le stockage sûr des déchets nucléaires et du combustible usé produits par la centrale. Les titulaires de permis de centrale nucléaire présentent à la Commission des rapports annuels sur l’état de leurs garanties financières.

Les fonds en espèces, les lettres de crédit, les cautionnements d’assurance, les assurances et les engagements d’un gouvernement (soit fédéral ou provincial) ayant force exécutoire sont des exemples de garanties financières acceptables. La CCSN détermine l’acceptabilité des garanties selon les critères suivants :

• Liquidité : Les mesures financières proposées devraient être telles que le prélèvement des fonds pourra se faire seulement avec l’accord préalable de la CCSN et que l’utilisation des fonds nécessaires à des fins de déclassement ne pourra être interdite, indûment retardée ou compromise pour quelque raison que ce soit.
• Valeur garantie : Le titulaire de permis devrait choisir des moyens de financement ou des instruments ou arrangements financiers qui offrent une garantie complète de leur valeur.
• Valeur adéquate : Les mesures financières devraient être liées aux plans de déclassement des activités autorisées et être suffisantes, en tout temps ou à des points prédéterminés dans le temps, pour assurer le financement des plans de déclassement pour lesquels elles sont prévues.
• Continuité : Les garanties financières requises pour le déclassement devraient être maintenues en permanence. Cela peut exiger le renouvellement, la révision ou le remplacement périodiques des titres financiers ou à échéance fixe. Par exemple, au moment de renouveler un permis, le plan préliminaire de déclassement pourrait être révisé et la garantie financière mise à jour en conséquence. Lorsque cela est nécessaire pour en maintenir la disponibilité, les garanties financières devraient inclure des dispositions prévoyant l’envoi d’un préavis de leur résiliation ou de l’intention de ne pas les renouveler.

Les garanties financières requises pour le déclassement des centrales d’Hydro-Québec, d’Énergie NB et d’OPG couvrent l’ensemble des activités de déclassement, y compris les étapes initiales pour placer les installations en état de stockage sûr. Conformément aux conditions du bail de location du complexe nucléaire de Bruce par Bruce Power, OPG maintient les garanties financières pour le déclassement des réacteurs à ce site.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent réviser la garantie financière et les plans préliminaires de déclassement connexes tous les cinq ans ou à la demande de la Commission. Un tel plan fournit la vision à long terme concernant la période de stockage et de surveillance (environ 30 ans) qui précède les activités de démolition et de remise en état du site. Dans le plan préliminaire de déclassement, les coûts estimatifs associés au déclassement sont présentés et constituent la base des garanties financières liées au déclassement.

D’autres renseignements sur les garanties financières et le déclassement sont donnés dans le Rapport national du Canada pour la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs.

Financement du projet de stockage sûr à la centrale de Pickering

Le financement des activités requises pour placer les tranches 2 et 3 de la centrale de Pickering en état de stockage sûr et assurer l’isolation des interfaces avec la centrale nucléaire en exploitation provenait principalement des fonds alloués par OPG pour le déclassement des installations nucléaires.

La délimitation de la portée du projet et l’estimation des coûts pour le stockage sûr des tranches 1, 4, 5, 6, 7 et 8 de Pickering à la fin de leur vie utile sont en cours d’élaboration. À la fin de la période de référence, OPG travaillait à l’élaboration de plans visant à assurer la transition de la centrale nucléaire vers le stockage sûr à compter de 2024, avec une date d’achèvement approximative à la fin de 2027. Dans le cadre de ces plans, une mise à l’arrêt partielle devrait commencer à la fin de 2024, suivie par la mise à l’arrêt définitive de la centrale nucléaire à la fin de 2025. Certains plans préliminaires pour les activités de transition au stockage sûr de la centrale de Pickering figuraient dans le plan des activités de stabilisation qui a été présenté à la CCSN en décembre 2016.

11.1c) Exigences en vertu de la Loi sur la responsabilité nucléaire et de la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire

Le régime canadien de responsabilité nucléaire a été révisé en 2015. La Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire est entrée en vigueur le 1^er janvier 2017, après la mise en place des principaux règlements et mécanismes de sécurité financière. Elle a remplacé la Loi sur la responsabilité nucléaire, en fournissant un cadre législatif plus solide qui traite mieux de la responsabilité et de l’indemnisation après un accident nucléaire.

Le régime de responsabilité civile prévu par la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire établit la responsabilité absolue, exclusive et limitée de l’exploitant pour les dommages civils. Ce régime est conçu pour offrir une certitude concernant le traitement de la responsabilité juridique pour les dommages nucléaires découlant d’un incident nucléaire (y compris les pertes provoquées par une mesure préventive) et pour assurer une indemnisation rapide avec un minimum de litiges.

La Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire présente les modifications suivantes par rapport à la loi précédente :

• Elle a fait passer la limite de responsabilité absolue d’un exploitant de centrale nucléaire de 75 millions de dollars à 1 milliard de dollars. La limite de 1 milliard de dollars s’appliquera au cours de la quatrième année, augmentant progressivement à partir de 650 millions de dollars depuis l’entrée en vigueur de la nouvelle loi (1^er janvier 2017). Les exploitants d’installations nucléaires autres que des centrales nucléaires auront des limites de responsabilité moins élevées, proportionnelles à leur risque, comme le prescrit le règlement.
• Elle a étendu la définition des dommages donnant lieu à une indemnisation pour inclure, outre les préjudices corporels et matériels prévus par la loi actuelle, certaines formes de traumatismes psychologiques, de pertes économiques, de pertes découlant des mesures préventives et de dommage à l’environnement.
• Elle adopte un délai maximal plus long pour la présentation des demandes d’indemnisation, passant de 10 ans à 30 ans en cas de demande basée sur un préjudice corporel ou la mort. Dans le cadre d’un accord d’indemnisation conclu avec les exploitants, le gouvernement du Canada prendra en charge les demandes présentées entre la dixième et la trentième année. Le délai de présentation pour d’autres formes de dommages reste fixé à 10 ans, comme dans la loi précédente.
• Les exploitants seront tenus de maintenir une garantie financière pour couvrir la limite de leur pleine responsabilité. Cette garantie financière doit revêtir la forme d’une assurance qui est souscrite auprès d’un assureur approuvé par le ministre des Ressources naturelles. Sous réserve de l’approbation du ministre, les exploitants seront autorisés à couvrir jusqu’à 50 % de leur responsabilité au moyen d’autres formes de garantie financière telles qu’une garantie d’un gouvernement provincial ou une lettre de crédit.
• Elle a créé un tribunal d’indemnisation quasi judiciaire pour remplacer les tribunaux au besoin, afin d’accélérer le paiement des indemnités et de fournir un forum efficace et équitable.

11.2 Ressources humaines

L’alinéa 12(1)a) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige que le titulaire de permis « veille à ce qu’il y ait suffisamment de travailleurs qualifiés pour exercer l’activité autorisée en toute sécurité et conformément à la Loi, à ses règlements et au permis ». Par ressources humaines adéquates, on entend la possibilité d’avoir recours à un nombre suffisant d’employés qualifiés qui pourront exécuter toutes les activités normales et répondre aux conditions exigeant un maximum de ressources dans tous les états de fonctionnement, y compris l’exploitation normale, les incidents de fonctionnement prévus, les accidents de dimensionnement et les situations d’urgence.

Comme il est décrit dans les alinéas qui suivent, les titulaires de permis disposent de programmes exhaustifs de formation, de dotation, d’examen, d’évaluation de la capacité de la main-d’œuvre, d’embauche, de maintien du savoir ainsi que de R-D. Ces programmes ont contribué aux divers aspects de la gestion efficace des ressources humaines.

11.2a) Exigences et mesures relatives aux niveaux de dotation ainsi qu’à la formation et l’accréditation du personnel et à leurs qualifications

Les titulaires de permis sont responsables de l’exploitation sûre de leurs centrales respectives. Ils sont ainsi entièrement responsables de la formation et de l’évaluation de leurs travailleurs afin de s’assurer qu’ils sont pleinement qualifiés pour exécuter les tâches de leur poste.

Programmes de formation des titulaires de permis

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, énonce les exigences et l’orientation concernant l’analyse, la conception, l’élaboration, la mise en œuvre, l’évaluation, la documentation et la gestion de la formation actuelle et nouvelle aux installations nucléaires, y compris les principes et éléments essentiels à un système efficace de formation. Les titulaires de permis doivent s’assurer que les travailleurs qui exercent des activités autorisées sont formés et qualifiés pour effectuer le travail qui leur est assigné, grâce à un système de formation qui est systématiquement élaboré et axé sur le rendement. Les titulaires de permis doivent également utiliser ce système de formation, peu importe que la formation soit définie, conçue, élaborée, mise en œuvre, évaluée, consignée et gérée à l’interne par le titulaire de permis lui‑même ou à l’externe par des fournisseurs ou entrepreneurs.

La CCSN effectue régulièrement des activités de vérification de la conformité réglementaire afin d’évaluer les programmes de formation des titulaires de permis et de vérifier que tous les travailleurs, y compris le personnel accrédité, les travailleurs temporaires et les entrepreneurs, sont qualifiés et compétents pour effectuer le travail qui leur est confié. Les activités de réglementation comprennent l’évaluation des processus et des procédures de formation, l’examen et l’évaluation des programmes de formation des titulaires de permis, ainsi que l’évaluation et l’inspection sur place des résultats des programmes de formation.

Les programmes de formation des titulaires de permis sont élaborés conformément aux principes de l’approche systématique à la formation, afin de s’assurer que les membres du personnel des titulaires de permis reçoivent une formation applicable à leur poste. Les programmes des différents services sont examinés régulièrement et les besoins en formation sont analysés afin de pouvoir réviser ou élaborer des activités de formation pour s’assurer que celle-ci reflète les processus et les procédures en usage aux centrales nucléaires. En outre, des processus et procédures d’évaluation de l’efficacité des programmes de formation sont appliqués régulièrement. Les titulaires de permis utilisent un ensemble d’objectifs et de critères (comme ceux élaborés par l’INPO) pour étayer l’accréditation de leurs programmes de formation. Tous les principaux domaines de rendement en matière de formation sont évalués chaque trimestre en fonction de ces objectifs. OPG, par exemple, les utilise comme fondement pour un certain nombre d’indicateurs de rendement en matière de formation.

Tous les titulaires de permis de centrale nucléaire ont des programmes de formation interne axés sur la technologie CANDU ainsi que sur des compétences générales (telles que les compétences comportementales). Des services de formation sont offerts au personnel de l’exploitation et d’entretien pour assurer et maintenir une bonne capacité d’exécution du travail. Ces activités de formation comprennent normalement des cours en classe, des ateliers, des exercices pleine échelle sur simulateur, de la formation en cours d’emploi, de l’encadrement et des séances d’information informelles. La majorité des membres du personnel reçoivent également une formation en radioprotection à un niveau leur permettant d’assurer leur propre protection, de parrainer le personnel d’appoint et d’effectuer une surveillance à l’égard de la radioprotection. De plus, SNC-Lavalin Nucléaire offre une formation interne et externe sur la technologie CANDU, ainsi que de la formation sur d’autres technologies nucléaires qui appuient ses produits et services pour les centrales nucléaires.

Un certain nombre d’améliorations ont été apportées aux programmes de formation des centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence. L’annexe 11.2a) donne des exemples chez Bruce Power, OPG et Énergie NB.

Le nombre de personnes travaillant aux affaires réglementaires est trop faible pour qu’un seul titulaire de permis de centrale nucléaire au Canada puisse maintenir à jour et offrir un programme interne de formation sur ce sujet. Par conséquent, un groupe de travail du secteur nucléaire coordonne un programme de formation conjoint sur les affaires réglementaires. Il comprend des cours sur les sujets suivants, élaborés par certains titulaires de permis, la CCSN et les LNC :

• les permis d’exploitation des centrales nucléaires
• le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire
• la LSRN et ses règlements
• une introduction à l’analyse de la sûreté
• la gestion des enjeux réglementaires
• les communications en matière de réglementation et la rédaction technique
• la formation sur l’Échelle internationale des événements nucléaires (INES)

Le personnel d’appoint joue un rôle clé à l’égard du rendement d’un titulaire de permis lorsque vient le temps d’effectuer des travaux critiques sur les systèmes de sûreté et les systèmes liés à la sûreté dans le cadre des arrêts prévus pour l’entretien. Bien que les travailleurs d’appoint soient habituellement recrutés pour les arrêts, ils peuvent également participer à des travaux d’ingénierie ou de conception.

Les programmes de formation des titulaires de permis tiennent compte des besoins du personnel d’appoint (p. ex., en ce qui concerne les enveloppes sous pression, l’électricité ainsi que les activités de levage et de montage) et du personnel qui effectue la gestion de contrats. Ils tiennent également compte de la formation et de l’expérience antérieure à l’aide d’évaluations normalisées des tâches fondées sur la méthode de l’Electric Power Research Institute (EPRI) ou des certificats de qualification acquis à titre d’apprentis. La formation et la qualification de ces travailleurs font en sorte qu’ils sont au fait des pratiques du secteur nucléaire, comme les outils de soutien à la performance humaine et les programmes de mesures correctives. Une formation spécialisée est donnée dans des domaines tels que la qualification environnementale, l’exclusion des matières étrangères, la protection des voies respiratoires, la performance humaine et la radioprotection, qui incluent tous l’expérience en exploitation acquise dans le secteur nucléaire. Les programmes servant à évaluer les compétences du personnel d’appoint comprennent l’évaluation des connaissances et des habiletés nécessaires pour exécuter des travaux précis aux centrales nucléaires.

SNC-Lavalin Nucléaire dispose également d’un programme de formation bien établi. Au cours de la période de référence, SNC-Lavalin Nucléaire a offert une formation au personnel afin d’harmoniser les outils de l’entreprise en matière de performance humaine avec ceux en usage chez Bruce Power.

Nombre de travailleurs et qualifications

La CCSN définit et établit des exigences réglementaires et des critères concernant la qualification des membres du personnel des titulaires de permis, leurs examens, leur accréditation et leur nombre, y compris le personnel accrédité aux centrales nucléaires.

L’annexe 11.2a) fournit certains détails sur la hiérarchie de ces exigences et de ces critères. Certains des documents les plus pertinents sont décrits de façon détaillée dans la section qui suit.

Le document d’application de la réglementation RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires, établit les exigences d’accréditation des personnes occupant des postes accrédités aux centrales nucléaires (ces postes sont décrits à l’annexe 11.2a)). Il fixe aussi les exigences relatives aux processus utilisés par les titulaires de permis pour former leurs candidats à des postes accrédités et leur faire passer des examens. La CCSN administre les examens pour certains postes accrédités (spécialistes en radioprotection principaux), tandis que les titulaires de permis des centrales nucléaires sont responsables de l’administration indépendante des examens pour tous les autres postes accrédités. La CCSN assure la surveillance des programmes de formation et d’examen et agit à titre d’organisme d’accréditation, vérifiant que les personnes occupant les postes accrédités dans les centrales nucléaires répondent aux exigences de la CCSN. Pour assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés, il faut notamment définir le nombre minimal de travailleurs possédant des qualifications particulières qui seront disponibles dans l’installation nucléaire en tout temps, ce que l’on appelle l’effectif minimal par quart. Le REGDOC-2.2.5, Effectif minimal, de la CCSN fournit de l’orientation pour aider les demandeurs et les titulaires de permis d’installations nucléaires de catégorie I à démontrer à la CCSN qu’ils assureront la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés. Le nombre et les qualifications des travailleurs doivent être suffisants pour répondre adéquatement à tous les événements crédibles, y compris les conditions les plus exigeantes en termes de ressources, pour tout état de l’installation.L’effectif minimal par quart est propre à chaque installation et dépend de sa conception, des procédures d’exploitation et d’urgence et des fonctions organisationnelles.

Dans le cas des centrales nucléaires, le personnel de la CCSN examine l’analyse systématique faite par le titulaire du permis qui sert à déterminer l’effectif minimal, ainsi que les exercices de validation intégrée utilisés pour démontrer que l’effectif minimal est adéquat. Les analyses et les rapports de validation font partie du fondement d’autorisation de chaque centrale nucléaire.

Les titulaires de permis procèdent à une analyse systématique pour déterminer le nombre et les qualifications du personnel requis pour l’effectif minimal. Cette analyse tient compte de tous les groupes de travail essentiels pour assurer l’exploitation sûre de l’installation nucléaire et fournir une capacité d’intervention adéquate en cas d’urgence, tels que le personnel accrédité et non accrédité, ainsi que le personnel chargé de l’entretien, des interventions d’urgence et de la manutention du combustible. Elle tient également compte de l’intervention nécessaire pour atténuer les conséquences de tous les événements de dimensionnement, y compris les événements attribuables à des causes communes et les événements touchant plus d’une tranche. Le caractère adéquat de l’effectif minimal est démontré par un exercice de validation intégrée, qui est observé par le personnel de la CCSN.

11.2b) Maintien des ressources humaines dans les centrales nucléaires

Le secteur nucléaire au Canada a en place des programmes robustes de perfectionnement de la main-d’œuvre et de remplacement des travailleurs afin de répondre aux besoins à venir. Les changements démographiques de la main-d’œuvre et les prévisions d’une hausse des besoins en ressources humaines dans ce secteur (p. ex., les projets de réfection et de construction de nouvelles centrales peuvent faire concurrence à d’autres grands projets dans le secteur de l’énergie pour ce qui est du recrutement) ont mené à des initiatives à l’égard des cinq domaines connexes suivants :

• analyses des compétences de la main-d’œuvre
• programmes d’embauche
• programmes de formation externe
• programmes de maintien du savoir
• programmes de développement du leadership

Analyses des compétences de la main-d’œuvre

Les titulaires de permis de centrale nucléaire effectuent régulièrement des analyses exhaustives des compétences de la main-d’œuvre afin de prévoir l’écart entre la disponibilité et les niveaux prévus de ressources pour l’exploitation, l’entretien et l’ingénierie. Ces analyses portent une attention particulière aux écarts critiques au regard des compétences devant être maintenues, remplacées et financées. Les besoins en formation sont également déterminés. Le processus de planification de la main-d’œuvre de Bruce Power est décrit de façon plus détaillée à l’annexe 11.2b).

Au cours de la période de référence, OPG et Bruce Power ont commencé à collaborer pour s’assurer que les fournisseurs de l’industrie sont en mesure d’exécuter des travaux complexes à leurs installations. En ce qui a trait à la capacité de leur main-d’œuvre, cette initiative conjointe assure une capacité suffisante pour l’exécution du volume de travail et atténue les chevauchements des échéanciers entre OPG et Bruce Power. Cet accent mis sur la main-d’œuvre comporte trois volets.

Meilleures données sur l’offre et la demande

• OPG collabore avec Bruce Power, l’Electrical Power Systems Construction Association (EPSCA), les fournisseurs et les syndicats pour échanger des renseignements sur les métiers spécialisés et élaborer des prévisions (demande à long terme dans le secteur nucléaire pour tous les métiers spécialisés) et des stratégies de partenariat. Actuellement, l’offre concernant les chaudronniers est essentielle pour répondre à la demande prévue.

Augmentation du bassin de métiers spécialisés

• Une entente tripartite entre le Collège Durham, le Syndicat des chaudronniers et OPG vise à accélérer l’adhésion de 100 nouveaux préapprentis au Syndicat des chaudronniers d’ici 2019.
• Création de nouvelles classes « assistant » et « assistant en radioprotection » pour les chaudronniers afin d’accroître l’offre pour ce métier.

Optimisation de l’offre actuelle de métiers

• Rationalisation des cotes de sécurité entre OPG et Bruce Power.
• Utilisation de cartes de voyage et d’échanges de permis.
• Collaboration avec le gouvernement du Canada pour promouvoir le recrutement de gens de métier qualifiés provenant de l’extérieur du pays.
• Programme « Indigenous Opportunities in Nuclear » (ION) de Darlington, qui vise à améliorer le recrutement et le maintien en poste des Autochtones qui travaillent au projet de remise à neuf, ainsi que dans l’ensemble du parc nucléaire.
• Partenariat entre le programme ION et le centre d’emploi autochtone local Kagita Mikam.
• Aide du gouvernement du Canada afin d’établir des partenariats avec les Autochtones pour mieux leur faire connaître les possibilités qui s’offrent à eux.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire disposent de processus de planification de la relève servant à prévoir les départs des cadres supérieurs et à planifier et préparer leur remplacement. Les postes de direction, jusqu’au niveau des chefs de service, ont été répertoriés et des évaluations sont en cours afin de déterminer la capacité des candidats potentiels à assumer les responsabilités de ces postes (soit « prêt maintenant », « prêt d’ici un ou deux ans », ou « prêt d’ici trois à cinq ans »). Des plans de perfectionnement préparent ces candidats à remplacer les titulaires des postes essentiels au fur et à mesure qu’ils partent à la retraite. Pour combler les lacunes prévues concernant l’état de préparation des cadres supérieurs, OPG a mis en place un programme visant à accélérer le perfectionnement des personnes ayant un grand potentiel grâce à des activités ciblées de perfectionnement et d’apprentissage.

SNC-Lavalin Nucléaire aborde la capacité de la main-d’œuvre par l’intermédiaire d’un système global de gestion des ressources qui porte une attention particulière à la prestation de produits et de services d’ingénierie aux installations nucléaires du monde entier, y compris pour la réfection des centrales actuelles et la construction de nouvelles centrales nucléaires. Ce système géré sur une base fonctionnelle englobe différents groupes des secteurs d’activités de SNC-Lavalin Nucléaire, et il adopte une approche optimale qui tient compte de la volatilité des affaires, de la nécessité de soupeser les besoins des clients et de s’assurer que la démarche est uniforme, tout en se conformant à la convention collective et en utilisant les meilleures pratiques. Les éléments du système sont regroupés selon les différentes catégories suivantes : l’offre, la demande, la planification des ressources, le perfectionnement des ressources et la gestion du rendement. Les compétences des différents membres du personnel technique sont répertoriées et entrées dans une base de données avec les plans de relève établis pour répondre aux besoins commerciaux. Le risque d’attrition de ces employés est géré de manière proactive par une équipe fonctionnelle et dédiée de gestion des ressources qui évalue en continu les habiletés, les connaissances et les qualifications des travailleurs pour déceler les écarts et les combler en prenant avantage de possibilités de formation commerciale ciblées et en cours d’emploi.

Programmes d’embauche

Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont continué de reconstituer leur main-d’œuvre par des programmes de recrutement dans les domaines de l’exploitation, de l’entretien et de l’ingénierie. Le recrutement du personnel d’entretien mécanique et d’entretien des dispositifs de commande et des opérateurs se fait essentiellement auprès des collèges techniques; les titulaires de permis de centrale nucléaire ont établi des partenariats avec les collèges de leurs régions, en donnant souvent des conseils sur les programmes d’études et les débouchés professionnels. Le recrutement d’ingénieurs se fait à la fois auprès des travailleurs expérimentés et des nouveaux diplômés d’universités canadiennes, dont certaines offrent des programmes de génie nucléaire.

Afin de promouvoir davantage l’industrie et d’accroître le bassin de demandeurs potentiels, les titulaires de permis de centrale nucléaire participent activement à des programmes de relations externes et à des concours de robotique sur les campus, ainsi qu’aux activités d’organisations comme Le nucléaire au féminin (WiN) et la North American Young Generation in Nuclear (NAYGN).

La branche canadienne de l’organisme Le nucléaire au féminin (WiN-Canada) fait valoir et appuie le rôle que jouent les femmes pour répondre aux préoccupations du public concernant l’énergie nucléaire et pour appliquer la technologie nucléaire et radiologique. WiN-Canada ‫œuvre également à offrir de l’aide aux femmes afin qu’elles réussissent dans le secteur nucléaire, par des initiatives comme le mentorat, le réseautage et des activités de perfectionnement personnel. Au moyen d’un partenariat avec WiN-Canada, le secteur nucléaire a collaboré avec cet organisme dans un certain nombre de projets conjoints, comprenant la production d’une vidéo qui encourage les jeunes femmes dès le secondaire à poursuivre une carrière dans le secteur nucléaire, ainsi qu’un projet visant à fournir des recommandations à la communauté des ressources humaines dans le secteur de l’électricité sur la manière d’élaborer des stratégies plus solides pour amener les femmes à pratiquer des métiers dans ce secteur.

Un certain nombre de jeunes professionnels chez les titulaires de permis et SNC-Lavalin font partie de l’organisme NAYGN. Cet organisme offre l’occasion à une nouvelle génération d’enthousiastes du nucléaire de développer des compétences professionnelles et de leadership, de tisser des liens qui dureront toute une vie, de mobiliser le public et de l’informer.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont maintenant des programmes visant à embaucher les membres des communautés autochtones. Par exemple, Bruce Power s’est engagée à embaucher au moins 50 Autochtones chaque année, directement ou par l’entremise de fournisseurs. Pour ce faire, Bruce Power finance des programmes de formation, des bourses d’études et des stages afin de s’assurer que les membres des peuples autochtones ont la possibilité d’acquérir les compétences et les connaissances nécessaires. Énergie NB et OPG disposent de programmes similaires.

Chez SNC-Lavalin Nucléaire, les besoins en personnel possédant les compétences requises sont comblés par concours interne et le recrutement à l’externe, notamment au moyen de contrats avec des personnes expérimentées (tel que des retraités de Candu Énergie Inc. ou des organisations titulaires de permis). De plus, SNC-Lavalin Nucléaire recrute par l’intermédiaire des médias sociaux et de partenariats novateurs avec les universités canadiennes.

Programmes de formation externe

En plus des partenariats mentionnés ci-dessus, il y a au Canada un certain nombre de programmes spécifiques visant à préparer de nouveaux travailleurs pour le secteur nucléaire.

L’Institut universitaire de technologie de l’Ontario (UOIT) a un programme en génie nucléaire conçu pour répondre aux besoins des entreprises du secteur nucléaire. Sa Faculté des filières énergétiques et des sciences nucléaires octroie des diplômes de premier, de deuxième et de troisième cycles et offre des cours au niveau de la maîtrise ainsi que des programmes d’études supérieures axés sur le génie nucléaire, la science du rayonnement et des domaines connexes afin de répondre aux besoins de formation continue.

Plus de 680 étudiants au premier cycle, plus de 100 étudiants aux cycles supérieurs, 110 à la maîtrise et neuf au doctorat, ont obtenu un diplôme dans le cadre des programmes offerts par la Faculté des filières énergétiques et des sciences nucléaires depuis 2007. Les liens étroits que l’Institut maintient avec des entreprises du secteur nucléaire, le Groupe CSA et la CCSN sont mis à profit pour la prestation de conseils sur les programmes d’études et le choix des sujets pour les projets de thèse et de recherche entrepris à l’université. L’UOIT est fermement engagé à promouvoir auprès des femmes les possibilités d’éducation et de carrière en sciences et en génie. Les programmes nucléaires sont axés sur la cinétique des réacteurs, la conception des réacteurs, la conception et la simulation des centrales, la détection et la mesure du rayonnement, la biophysique du rayonnement et la dosimétrie, la radioprotection, le rayonnement dans l’environnement, la sécurité nucléaire, la production et l’utilisation des radio-isotopes, la gestion des déchets, le cycle du combustible, la chimie du rayonnement et l’analyse des matériaux à l’aide de techniques faisant appel au rayonnement.

Le Réseau d’excellence universitaire en génie nucléaire (UNENE) est une alliance de 12 universités canadiennes et de plusieurs organisations du secteur nucléaire de l’Ontario, dont les exploitants de centrale nucléaire en Ontario et la CCSN. L’UNENE a été créé pour fournir un bassin durable d’ingénieurs et de scientifiques nucléaires qualifiés afin de répondre aux besoins actuels et futurs du secteur nucléaire canadien grâce à des cours de deuxième cycle et des cours de formation de niveau universitaire. Le siège social de l’UNENE est situé à l’Université McMaster, mais les principales universités qui offrent des cours de deuxième cycle sont l’UOIT, l’Université Western, l’Université Queens’ et l’Université de Waterloo. Les postes de professeurs en sciences nucléaires des universités participantes ont été soutenus par l’UNENE. Ces cinq universités offrent actuellement un programme commun de maîtrise en génie (M. Ing.) qui s’adresse aux professionnels qui travaillent déjà dans le secteur nucléaire. Au cours des 15 dernières années, soit depuis la création de l’UNENE, 116 étudiants ont obtenu leur maîtrise en génie de l’UNENE. À l’heure actuelle, le programme compte 22 étudiants actifs. Un nouveau programme de diplôme, plus court, a été introduit par l’UNENE en avril 2015 afin de permettre aux jeunes professionnels de l’industrie d’acquérir des connaissances ciblées dans certains domaines d’expertise. L’UNENE soutient également la recherche au niveau de la maîtrise et du doctorat.

CANTEACH est une banque de connaissances sur le Web qui offre des documents techniques de haute qualité concernant le système d’énergie nucléaire CANDU. Le programme CANTEACH a été créé par EACL, OPG, le COG, Bruce Power, l’Université McMaster, l’École Polytechnique de Montréal et la Société nucléaire canadienne. Son but est d’élaborer et de maintenir un ensemble exhaustif de documents servant à différents aspects de l’enseignement, de la formation, de la conception et de l’exploitation, pour ensuite afficher le tout sur le Web. Ce programme permet de continuer de recueillir les données fournies par les entreprises du secteur nucléaire canadien, les universités canadiennes et la CCSN.

L’UNENE a publié un manuel sur la technologie CANDU, révisé par un comité de lecture et intitulé « The Essential CANDU », à l’intention des étudiants de premier cycle et des cycles supérieurs, des enseignants, des formateurs et des professionnels en exercice. Il comporte deux volumes et a été mis à jour en avril 2017. Il permet aux personnes qui ne connaissent pas la technologie CANDU de s’informer sur le système dans son ensemble et d’étudier plus en détail des sujets spécialisés. Il prépare ainsi les étudiants du premier cycle à une carrière dans le secteur nucléaire, facilite la formation technique des nouveaux employés et appuie l’amélioration des connaissances des employés expérimentés. Il appuie également les programmes d’enseignement dans le domaine nucléaire au niveau des universités. Il est disponible sur le site Web de l’UNENE et est destiné à être un document évolutif.

Programmes de maintien du savoir

La gestion et le maintien des connaissances demeurent des domaines nécessitant une grande attention de la part des titulaires de permis de centrale nucléaire. Il existe différents plans de gestion du savoir et d’atténuation pour les rôles cruciaux et « exposés au risque » en raison du départ d’une partie importante des travailleurs chevronnés du secteur nucléaire.

Voici quelques‑unes des initiatives mises en œuvre par les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada pour atténuer les risques liés au maintien du savoir :

• des référentiels de connaissances qui utilisent une documentation commune;
• un programme de perfectionnement à fort potentiel à l’intention des nouveaux leaders et des cadres intermédiaires, qui accélère le perfectionnement des employés prometteurs en vue de futurs rôles de leadership;
• une stratégie de recrutement et de ressourcement pour établir un bassin de nouveaux diplômés, d’employés expérimentés et de personnel contractuel, en plus de possibilités de perfectionnement en cours d’emploi et de rotations;
• des partenariats avec des prestataires de services externes sélectionnés pour fournir un nouveau moyen de mise en œuvre de projets;
• le mentorat et l’encadrement continus des employés;
• des communautés de formation en milieu de travail et en classe pour mettre en commun les meilleures pratiques et discuter des solutions aux problèmes et aux défis communs;
• des centres d’excellence, qui établissent une masse critique d’expertise et une approche cohérente à l’échelle de l’entreprise dans des domaines clés importants.

Par exemple, OPG adopte des approches interne et externe pour assurer la gestion des connaissances. L’approche interne utilise des outils et des ressources internes pour évaluer le risque de perte de connaissances en déterminant un facteur d’attrition total qui comprend l’attribution d’une cote en fonction du temps qu’il reste avant la retraite ou le départ d’un employé et du niveau d’importance du poste. Ces renseignements sont ensuite utilisés pour élaborer une approche permettant de gérer les principaux problèmes. L’approche externe comporte l’embauche d’un fournisseur pour répertorier les connaissances à l’aide d’un logiciel spécialisé de cartographie du savoir. Les deux approches sont intégrées dans le cycle de planification de la relève d’OPG lorsque des rôles « exposés au risque » sont examinés et établis, et on accorde une attention particulière aux postes essentiels, soit ceux qui présentent le plus grand risque de perte du savoir.

Les gestionnaires d’OPG examinent périodiquement les plans de maintien du savoir afin d’évaluer la criticité globale des rôles et la disponibilité des connaissances pour l’organisation.

Comme autre exemple, Énergie NB continue de mettre en œuvre son initiative de gestion du savoir. Les compétences essentielles ont été déterminées à l’aide d’un document et d’un paramètre de mesure qui tient compte des facteurs de risque liés aux postes et aux départs à la retraite. Ces facteurs sont répartis selon les postes qui exigent plusieurs années d’expérience pour que les titulaires acquièrent les connaissances nécessaires et deviennent des spécialistes ayant une expertise technique unique ou cruciale, ou assument les rôles de leadership requis par le permis. En ce qui concerne les postes essentiels, des trousses de transfert des connaissances ont été distribuées aux directeurs et aux gestionnaires à l’intention des personnes occupant des postes essentiels, avec le soutien de leurs supérieurs. Ces trousses d’outils permettent de répertorier et de consigner les connaissances dans divers domaines techniques et processus, ainsi que les connaissances pratiques informelles.

Afin d’appuyer les initiatives de gestion et de maintien du savoir au sujet des centrales nucléaires CANDU, SNC-Lavalin Nucléaire offre les services de soutien technique suivants :

• l’affectation de personnel expérimenté de SNC-Lavalin Nucléaire à des centrales nucléaires CANDU;
• la fourniture de produits et de services nucléaires communs à plusieurs centrales nucléaires utilisant le réacteur CANDU 6;
• la prestation de programmes de formation à l’ensemble de l’industrie (au Canada et ailleurs dans le monde où l’on utilise le réacteur CANDU), p. ex., un cours de formation a récemment été donné sur l’étude probabiliste de sûreté pour les événements sismiques, et sur divers codes informatiques pour l’ensemble des outils normalisés de l’industrie CANDU.

Maintien de la capacité en matière de recherche et de développement

Des inquiétudes ont été exprimées sur la capacité du financement de la R-D en matière d’énergie nucléaire à préserver les capacités de base en personnel et installations de R‑D. Le Canada reconnaît qu’il est important de maintenir une capacité de base en R-D adéquate, de conserver l’expertise et de former de futurs experts.

Le COG produit tous les trois ans un rapport sur la capacité de R-D du secteur nucléaire canadien. Ce rapport examine et documente la capacité de R-D au Canada afin de s’assurer que suffisamment de fonds sont disponibles pour les activités de R-D, de sorte à pouvoir soutenir l’exploitation sûre et fiable à long terme des centrales nucléaires. L’évaluation de 2017 des différents programmes de R‑D a démontré que les plans et le financement actuels du programme régulier de R‑D du COG et du nouveau programme stratégique de R‑D, complétés par des projets conjoints pour les questions hautement prioritaires, sont adéquats pour maintenir la capacité de R‑D dans l’industrie CANDU. Cela devrait donner aux compagnies d’électricité dotées de réacteurs CANDU l’assurance qu’en cas de problèmes imprévus, elles auront facilement accès à l’expertise appropriée même avec de courts préavis. Bien que les anciennes installations expérimentales des LNC risquent d’être déclassées en raison d’une sous-utilisation, le site fait l’objet de travaux de rajeunissement, comme le résume le présent rapport, et continue de répondre aux besoins prévisibles de la communauté CANDU. La CCSN surveille la capacité des entreprises du secteur nucléaire canadien à soutenir les programmes de R-D ainsi que les résultats de ces programmes. Conformément aux exigences du document REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN les résultats importants des activités de R-D qui révèlent des dangers différents de ceux précédemment présentés à la CCSN.

L’appendice D décrit les programmes de R‑D des centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence.

Article 12 – Facteurs humains

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que les possibilités et les limites de l’action humaine soient prises en compte pendant toute la durée de la vie d’une installation nucléaire.

Les « facteurs humains » sont les facteurs qui ont une incidence sur la performance humaine et, par conséquent, une incidence sur la sûreté d’une installation ou d’une activité nucléaire pendant toutes ses phases, y compris la détermination des spécifications, la conception, la construction, la mise en service, l’exploitation, l’entretien et le déclassement. Ces facteurs peuvent comprendre les traits spécifiques de la personne, la tâche, l’équipement ou les outils utilisés, l’organisation à laquelle la personne appartient, l’environnement de travail et la formation reçue. L’application des connaissances et des méthodes en matière de facteurs humains à des domaines comme la conception des interfaces, la rédaction des procédures et la formation et la conception des organisations et des tâches améliorent la fiabilité du rendement des personnes qui effectuent des tâches dans différentes conditions.

La CCSN tient compte des facteurs humains dans ses activités d’autorisation, de vérification de la conformité et d’élaboration de normes. Dans le cadre de ses activités de délivrance de permis, la CCSN évalue jusqu’à quel point le demandeur a tenu compte des facteurs humains et appliqué ces connaissances dans les programmes qu’il compte mettre en œuvre.

La CCSN a publié plusieurs documents et guides d’application de la réglementation afin d’aider les titulaires et les demandeurs de permis à planifier et à exécuter les activités liées aux facteurs humains. De plus, un certain nombre de documents d’application de la réglementation de la CCSN contiennent des exigences spécifiques devant être prises en compte dans le cadre de projets de nouvelle centrale nucléaire et de prolongation de la durée de vie de centrales. Les documents d’application de la réglementation pertinents comprennent :

• REGDOC-2.2.1, Facteurs humains;
• REGDOC‑2.5.1, Considérations générales liées à la conception : facteurs humains;
• REGDOC-2.2.5, Effectif minimal;
• REGDOC-2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires;
• REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2;
• REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté;
• REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté;
• REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté;
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteur : Centrales nucléaires;
• REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2.

De plus, le document d’application de la réglementation de la CCSN RD/GD-369, Présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire, et le REGDOC‑2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service, tiennent compte des facteurs humains et organisationnels. Ces documents soulignent la nécessité, pour le demandeur, de démontrer les connaissances, les compétences et les capacités de ses travailleurs, de ses principaux entrepreneurs et de leurs sous-traitants, et également son engagement global envers une saine culture de sûreté.

De plus, le Groupe CSA a publié les normes suivantes concernant les activités liées aux facteurs humains :

• N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires;
• N290.6, Exigences relatives à la surveillance et à l’affichage des fonctions de sûreté d’une centrale nucléaire au moment d’un accident;
• N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires.

Au cours de la prochaine période de référence, le personnel de la CCSN poursuivra ses travaux d’élaboration et d’amélioration du cadre de réglementation à l’appui des facteurs humains. Ces travaux comprennent des initiatives concernant la performance humaine, l’aptitude au travail (y compris la gestion de la fatigue), la culture de sûreté et l’effectif minimal.

Les évaluations de la CCSN portant sur les facteurs humains comprennent les domaines d’examen technique suivants, présentés dans le tableau ci-dessous. Le numéro du paragraphe ou de l’alinéa dans le tableau indique où le facteur est décrit.

Domaine d’examen technique	Paragraphe/alinéa
Rapport et établissement des tendances	7.2(iii), 19(vii)
Culture de sûreté	10b)
Effectif minimal	11.2a)
Programme de performance humaine	12a)
Aptitude au travail	12b)
Procédures	12c)
Interventions humaines et analyses de la sûreté	12d)
Ingénierie des facteurs humains (facteurs humains dans la conception)	12e)
Performance organisationnelle	12f)
Organisation du travail et conception des tâches	12g)
Gestion des accidents et rétablissement	19(iv)

12a) Programmes relatifs à la performance humaine

La performance humaine est une combinaison de comportements, de fonctions et d’actions humains dans un environnement donné, reflétant la capacité des travailleurs et de la direction à répondre aux exigences de rendement d’un système dans les conditions d’utilisation de ce système. Les programmes de gestion de la performance humaine visent à réduire au minimum le potentiel d’erreurs humaines en traitant une gamme de facteurs qui ont des répercussions sur cette performance. Un programme efficace de performance humaine intègre toute la plage des facteurs humains – non seulement les personnes, mais aussi les outils, l’équipement, les tâches et les environnements dans lesquels elles travaillent – afin de s’assurer que les gens sont pleinement soutenus dans l’exécution sécuritaire de leur travail.La performance humaine souhaitée est soutenue par une conception matérielle et logicielle qui tient compte des utilisateurs, des procédures de haute qualité, d’un bon respect des procédures, d’une organisation efficace du travail et d’une conception soignée des tâches. Il est également nécessaire de s’assurer que les travailleurs sont aptes au travail et sont aidés par des méthodes organisationnelles adéquates, une surveillance continue et un engagement de l’organisation envers l’amélioration (ces domaines d’examen sont abordés dans les sous-sections qui suivent).

L’exigence pour les titulaires de permis d’avoir un programme de performance humaine est une condition figurant dans les permis d’exploitation de centrale nucléaire. Le programme de performance humaine d’un titulaire de permis de centrale nucléaire devrait être élaboré, examiné pour en déterminer l’efficacité, et aussi mis à jour de façon continue (ou à des intervalles fréquents) à toutes les phases du cycle de vie de la centrale, de la conception jusqu’au déclassement.

En 2016, la CCSN a publié le document de travail DIS-16-05, Performance humaine, qui portait sur l’approche en matière de performance humaine sur le plan organisationnel et sur l’établissement de liens plus étroits entre le programme de performance humaine et l’éventail des sujets liés à la performance humaine, le but étant de tenir compte de la performance humaine d’une manière robuste et intégrée. La CCSN a intégré les commentaires formulés à la suite de la publication de ce document de travail dans les projets du cadre de réglementation, notamment le REGDOC-2.2.1.

En 2017, la CCSN a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I afin d’exiger que toutes les installations de catégorie I aient un programme de performance humaine pour l’activité visée par le permis, y compris des mesures en place pour assurer l’aptitude au travail des travailleurs (ce point est traité ci‑dessous).

Toutes les centrales nucléaires canadiennes ont mis en œuvre des programmes de gestion de la performance humaine qui mettent l’accent sur la détection et la correction des erreurs humaines en se concentrant sur la surveillance des comportements individuels. Les programmes d’amélioration de la performance humaine des titulaires de permis encouragent l’évaluation des événements internes et externes et de l’expérience d’exploitation en vue de résoudre les problèmes avant que des erreurs ne se produisent. Tous les titulaires de permis effectuent des examens détaillés des conditions d’exploitation, des activités, des incidents et des événements (p. ex., un examen des dossiers sur l’état de la centrale) afin de faciliter la détection et la correction des problèmes de performance humaine. Les titulaires de permis ont élaboré un système de codes pour déterminer les causes des conditions adverses et en assurer le suivi de manière efficace (pour de plus amples renseignements, voir le paragraphe 19(vii)).

Dans cet environnement d’apprentissage, les titulaires de permis s’efforcent de fonctionner dans un environnement exempt de blâme, qui encourage les employés à signaler de façon volontaire les erreurs qu’ils pourraient avoir commises.

Les méthodes qu’utilisent les titulaires de permis de centrale nucléaire pour assigner les responsabilités en matière de performance humaine et minimiser les erreurs sont décrites à l’annexe 12a).

Plus récemment, certains titulaires de permis ont élargi l’objectif de leurs programmes de gestion de la performance humaine afin d’envisager la mise en œuvre de mécanismes de défense qui contribuent à prévenir les erreurs humaines et à soutenir leurs travailleurs afin d’atteindre la performance humaine souhaitée. Les méthodes de défense, indiquées dans le cadre de l’évaluation des risques, comprennent l’élimination, les contrôles techniques, les contrôles administratifs et l’équipement de protection individuelle. La CCSN reconnaît la valeur des efforts déployés par les titulaires de permis pour encourager leurs employés à participer davantage à la conception de méthodes permettant d’améliorer la qualité, la fiabilité et la sécurité de leur travail, et pour estimer davantage les rôles qu’ils jouent sur le plan de la sûreté nucléaire. Un exemple à ce sujet est le « réseau des défenseurs de la performance humaine » mis en œuvre par Bruce Power.

L’examen des programmes de performance humaine par le personnel de la CCSN vise la capacité de l’organisation de créer, d’intégrer et de mettre en œuvre des moyens de défense qui préviennent ou atténuent les conséquences de l’erreur humaine au travail, et d’aider ses travailleurs à atteindre le niveau souhaité de performance humaine. Ceci comprend un examen des programmes de surveillance de la performance visant à déceler les conditions et les faiblesses organisationnelles latentes, la prise en compte des facteurs humains et organisationnels dans les processus organisationnels, les stratégies d’amélioration et l’engagement global des titulaires de permis à promouvoir une saine culture de sûreté.

Les examens de la surveillance et de l’amélioration de la performance effectués par la CCSN visent principalement à s’assurer qu’un processus systématique, objectif et exhaustif est en place pour faire un suivi de la sûreté et l’améliorer. Les examens des événements effectués par la CCSN veillent à ce que des plans exhaustifs et efficaces de mesures correctives soient élaborés de façon systématique pour tenir compte des causes d’un événement.

12b) Aptitude au travail

L’aptitude au travail est un vaste sujet qui comprend la médecine au travail, la condition physique et psychologique des travailleurs, ainsi que la gestion de la consommation d’alcool et de drogues. L’aptitude au travail est définie comme étant une condition selon laquelle les travailleurs sont physiquement, physiologiquement et psychologiquement aptes à accomplir leurs tâches avec compétence et de manière sécuritaire.

Le document d’application de la réglementation RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires, stipule que les titulaires de permis doivent avoir en place un programme documenté d’aptitude au travail pour les travailleurs accrédités.

À la suite de recherches approfondies, d’analyses comparatives et de consultations publiques, la CCSN a publié le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs, en 2017. Il comprend une série complète d’exigences et d’orientation pour gérer la fatigue des travailleurs aux sites à sécurité élevée, y compris les centrales nucléaires. Ces mesures visent à réduire les niveaux élevés de fatigue et les erreurs liées à la fatigue. Les dispositions concernant la gestion de la fatigue s’appliquent à tous les travailleurs qui pourraient présenter un risque pour la sûreté ou la sécurité nucléaire. Des limites prescriptives sur les heures de travail s’appliquent à un plus petit sous-ensemble de travailleurs occupant des postes importants pour la sûreté. Les limites prescriptives se concentrent sur les aspects les plus risqués du travail par quart – les quarts de travail prolongés et le travail de nuit.

En 2017, la CCSN a également publié le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues. Ce document s’applique à tous les travailleurs qui pourraient présenter un risque pour la sûreté ou la sécurité nucléaire dans les sites à sécurité élevée, et il couvre l’ensemble des exigences visant à fournir l’assurance raisonnable que ces travailleurs ne sont pas sous l’influence de l’alcool ou de drogues au travail, ce qui comprend le dépistage de l’alcool et des drogues. Dans le cadre d’un processus visant à s’assurer que les travailleurs possèdent la capacité d’accomplir le travail de façon sécuritaire et compétente, les titulaires de permis seront tenus de mettre en œuvre des tests de dépistage de l’alcool et des drogues dans un large éventail de circonstances, y compris des tests aléatoires. Les tests de dépistage de l’alcool et des drogues se limitent aux postes importants et essentiels pour la sûreté.

En 2018, la CCSN a publié le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire, qui énonce les exigences en matière d’aptitude au travail des agents de sécurité nucléaire.

12c) Procédures

Les titulaires de permis de centrale nucléaire possèdent des processus d’élaboration et de tenue à jour des procédures d’essai, d’entretien et d’exploitation (en fonctionnement normal et anormal). De plus, la plupart des titulaires de permis disposent d’un guide qui tient compte des facteurs humains pertinents.

‫Les examens des procédures effectués par le personnel de la CCSN visent particulièrement à s’assurer qu’un processus adéquat est en place pour l’élaboration, la validation, la mise en œuvre, la modification et l’application des procédures et qu’il tient compte de la performance humaine. Les membres du personnel de la CCSN s’assurent également que le processus est mis en œuvre de manière efficace et que des méthodes ayant fait leurs preuves sont en place pour veiller au respect des procédures.

12d) Interventions humaines et analyses de la sûreté

Les analyses probabilistes et déterministes de la sûreté tiennent compte des interventions humaines afin d’étudier l’incidence possible des erreurs humaines et de la fiabilité humaine sur les dangers et les risques.

L’analyse de la fiabilité humaine fait partie intégrante des études probabilistes de la sûreté (EPS) dans les cas où les personnes contribuent au rendement d’un système (l’alinéa 14(i)c) donne des renseignements supplémentaires sur les EPS). Il s’agit d’une méthode qui sert à évaluer la probabilité qu’une personne ne soit pas en mesure d’accomplir avec succès, dans le délai imparti, une fonction, une tâche ou une intervention humaine indispensable à la sûreté du système. L’EPS peut également tenir compte de la probabilité que des actions ou tâches accessoires ayant une incidence négative sur la fiabilité ou la disponibilité du système soient effectuées. Les études portant sur l’aptitude fonctionnelle et les risques, les analyses des modes de défaillance et de leurs incidences et les analyses des dangers constituent d’autres types d’analyse de la sûreté qui tiennent compte des interventions humaines.

Dans le cadre de leurs EPS, les titulaires de permis se servent de méthodes d’analyse de la fiabilité humaine acceptées par l’ensemble du secteur nucléaire afin que la probabilité d’erreurs humaines dans des séquences à risque important soient prises en compte. Bien que la CCSN n’oblige pas les titulaires de permis à utiliser une méthode particulière pour effectuer les analyses de la fiabilité humaine, elle vérifie que la méthode choisie répond aux pratiques exemplaires de l’industrie et qu’elle soit appliquée d’une façon systématique. La technique THERP (Technique for Human Error Rate Prediction) servant à prévoir la fréquence des erreurs humaines est couramment utilisée.

La CCSN mène des recherches sur la méthode SPAR-H (Standardized Plant Analysis Risk – Human Reliability Analysis) de la NRC des États-Unis en vue d’adapter les facteurs qui déterminent la performance humaine. Ceci pourrait éventuellement aider les titulaires de permis à élaborer leurs EPS de niveau 2, y compris la prise en considération de l’utilisation d’équipement d’atténuation en cas d’urgence et de lignes directrices pour la gestion des accidents graves.

L’examen des interventions humaines effectué par le personnel de la CCSN porte particulièrement sur l’application, dans la salle de commande et sur le terrain, des procédures d’exploitation en cas d’urgence.

12e) Ingénierie des facteurs humains (facteurs humains dans la conception)

La nécessité de tenir compte de l’ingénierie des facteurs humains (IFH), également appelée facteurs humains dans la conception, s’applique à la conception des nouvelles installations ainsi qu’à la modification et au déclassement des installations déjà en place. Le concept d’IFH vise à s’assurer que la conception ou la modification des installations, des systèmes et de l’équipement intègrent les renseignements disponibles concernant les caractéristiques, la performance et les limites des personnes, de sorte que le rendement des systèmes et l’exécution des tâches seront sécuritaires et fiables, et que les possibilités d’erreurs humaines seront réduites au minimum. Ceci tient compte des caractéristiques cognitives, physiques et sensorielles des personnes chargées de l’exploitation, de l’entretien ou du soutien du système afin que le système et l’équipement soient conçus de manière à soutenir la performance humaine.

L’importance accordée à l’IFH augmente en proportion de l’accroissement de la complexité et de la criticité des interfaces et elle est habituellement plus grande dans le cas des tâches réalisées par les opérateurs de réacteur.

Le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteur : Centrales nucléaires, comprend des exigences relatives à la prise en compte des facteurs humains dans la conception des nouvelles centrales nucléaires (pour de plus amples renseignements, voir le paragraphe 18(iii)). En outre, le REGDOC‑2.6.2 de la CCSN, Programmes d’entretien des centrales nucléaires et la norme N290.12-F14 du Groupe CSA, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires, comprend des exigences relatives aux facteurs humains dans l’entretien et la conception, respectivement. Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis en œuvre ces normes, ou sont en train de le faire.

Au moment d’effectuer un bilan périodique de la sûreté (BPS) dans le cadre d’un projet de prolongation de la durée de vie utile ou de renouvellement de permis, les titulaires de permis doivent déterminer dans quelle mesure l’état et le rendement de la centrale nucléaire sont conformes aux normes et pratiques modernes, et relever toute lacune entre ces normes et le rendement réel (voir l’alinéa 14(i)f) pour de plus amples renseignements). La CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis consultent les principes et normes modernes de l’IFH qui font appel aux meilleures pratiques dans ce domaine au moment de planifier les modifications à apporter à une centrale, bien qu’il soit reconnu que leur application aux centrales plus vieilles puisse être limitée par les technologies, le manque d’espace et les pratiques d’exploitation en salle de commande. Le personnel de la CCSN continue de travailler avec les titulaires de permis qui effectuent des BPS pour s’assurer que ces examens tiennent compte des facteurs humains qui peuvent limiter la sûreté dans l’exploitation à long terme. De plus, les modifications qui ont été apportées en réponse aux leçons tirées de l’accident de Fukushima ont inclus les facteurs humains dans les paramètres de conception.

L’annexe 12e) décrit la façon dont les entreprises du secteur nucléaire au Canada tiennent compte des facteurs humains dans leur application de l’IFH.

Les examens de l’IFH menés par le personnel de la CCSN veillent à ce qu’il existe un processus systématique permettant d’intégrer efficacement les considérations relatives aux facteurs humains dans les exigences, la définition, l’analyse, la conception, la vérification et les activités de validation des systèmes. De plus, les membres du personnel de la CCSN s’assurent tout particulièrement que le processus d’intégration de l’IFH est mis en œuvre de manière efficace par des spécialistes de ce domaine qui ont reçu la formation requise et qui sont compétents.

12f) Rendement organisationnel

Des membres du personnel de la CCSN évaluent les processus de gestion liés au rendement organisationnel (p. ex., la planification des activités, l’établissement de l’organisation, la gestion des changements aux rôles et responsabilités, les communications, la gestion des ressources humaines), ainsi que l’incidence de ces processus sur le rendement en matière de sûreté des installations nucléaires au Canada. Par exemple, la façon d’apporter des changements à l’organisation et de les communiquer, la façon de gérer les entrepreneurs, la façon de communiquer la vision et la mission de l’organisation et la façon d’assigner les responsabilités – de la haute direction jusqu’au personnel effectuant les tâches sur le terrain – peuvent avoir une incidence sur le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires.

L’alinéa 10c) décrit comment la CCSN examine les processus organisationnels et le rendement des titulaires de permis.

12g) Organisation du travail et conception des tâches

L’organisation du travail et la conception des tâches désignent l’organisation et la mise en place d’un personnel qualifié en nombre suffisant, ainsi que l’organisation et l’attribution des tâches assignées aux travailleurs, afin de leur permettre d’accomplir leurs tâches de façon sûre et de s’assurer que les objectifs du projet seront atteints. Il s’agit notamment de pourvoir les postes et assurer l’effectif minimal, questions traitées plus en détail à l’alinéa 11.2a).

Article 13 – Assurance de la qualité

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que des programmes d’assurance de la qualité soient établis et exécutés en vue de garantir que les exigences spécifiées pour toutes les activités importantes pour la sûreté nucléaire sont respectées pendant toute la durée de la vie d’une installation nucléaire.

13a) Exigences générales relatives au système de gestion

L’exploitation sûre et fiable repose sur la ferme adhésion à un ensemble de principes applicables aux systèmes de gestion et, conformément à ces principes, sur l’établissement et la mise en œuvre d’un modèle d’actions planifiées et systématiques qui permettent d’obtenir les résultats escomptés.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie Iexige que les demandeurs de permis proposent leur système de gestion pour les activités autorisées suivantes :

• la préparation de l’emplacement;
• la construction;
• l’exploitation;
• le déclassement.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium ont été modifiés en 2017 afin d’exiger que les demandeurs de permis proposent un système de gestion pour les activités énumérées ci-dessus, y compris des mesures pour promouvoir et soutenir la culture de sûreté.

La norme N286-F12 du Groupe CSA, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, décrit les exigences concernant le système de gestion pour toutes les nouvelles demandes de permis et les renouvellements de permis visant les centrales nucléaires. Cette norme encourage l’intégration de systèmes de gestion et exige que la sûreté soit la considération primordiale guidant les décisions et les actions. Elle s’aligne et s’appuie sur le modèle fourni dans les Prescriptions générales de sûreté de l’AIEA (GSR Part 2, Direction et gestion pour la sûreté). La norme N286-F12 s’applique à la haute direction responsable de l’installation tout au long de son cycle de vie, y compris la conception, la chaîne d’approvisionnement, la construction, la mise en service, l’exploitation et le déclassement, et intègre les exigences du système de gestion en matière de santé, de sûreté, d’environnement, de sécurité, de rentabilité et de qualité. Les systèmes de gestion fondés sur la norme N286-F12 comprennent des processus permettant de définir, de planifier et de contrôler les activités autorisées en relevant les exigences pertinentes à respecter, en établissant des objectifs qui permettent d’appliquer les exigences, en indiquant et en contrôlant les risques, en établissant des plans, des mesures et des objectifs, en vérifiant si les résultats visés sont atteints et en prenant des mesures correctives s’ils ne le sont pas. Puisqu’ils font partie du système de gestion, ces processus font l’objet d’une surveillance et de rapports réguliers afin d’évaluer leur efficacité et de relever les possibilités d’amélioration.

La norme N286-F12 comprend les exigences génériques suivantes pour le système de gestion :

• Le système de gestion est utilisé pour comprendre et promouvoir une culture de sûreté.
• Les exigences sont précisées, les risques sont déterminés et maîtrisés par rapport aux objectifs et les résultats sont surveillés pour s’assurer que les résultats prévus sont atteints.
• La structure organisationnelle, les autorités, les imputabilités, les responsabilités et le processus de prise de décision sont définis.
• Les ressources nécessaires pour mener à bien le plan d’activités, en tenant compte des compétences des ressources humaines et des moyens permettant de répondre à cette exigence, sont précisées.
• Des processus existent pour assurer des communications efficaces et informer les travailleurs de la pertinence et de l’importance de leur travail.
• Le système de gestion est documenté, l’information est transmise à temps aux personnes qui en ont besoin, et le contrôle des documents et les dossiers sont gérés.
• Les activités sont planifiées, maîtrisées et vérifiées de manière indépendante.
• Les problèmes sont relevés, évalués, documentés et résolus, et l’efficacité de la résolution est confirmée.
• Les changements exigés sont précisés, justifiés, passés en revue, approuvés, mis en œuvre et évalués.
• Des auto-évaluations et des évaluations indépendantes sont effectuées.
• L’expérience acquise au sein de l’industrie et dans d’autres industries est examinée pour en déterminer la pertinence et elle est utilisée pour amorcer l’amélioration.
• La direction améliore continuellement le système de gestion et évalue périodiquement son efficacité à atteindre les résultats prévus.

La CCSN s’attend à ce que les systèmes de gestion et le rendement des titulaires de permis démontrent le respect de ces principes en mettant en œuvre des processus, alignés sur les exigences générales, qui s’appliquent à toutes leurs activités autorisées.

Il est particulièrement important que les titulaires de permis mènent des auto-évaluations et des évaluations indépendantes de leurs processus et programmes de base pour évaluer dans quelle mesure le système de gestion est efficace pour s’assurer que les exigences sont respectées. Les titulaires de permis effectuent régulièrement des auto-évaluations (parfois appelées auto-évaluations des domaines fonctionnels) de leur processus de base afin de fournir des renseignements objectifs à la haute direction concernant son activité globale d’examen par la direction. À ceci s’ajoutent des renseignements provenant d’évaluations indépendantes et d’autres paramètres et indicateurs importants.

Les membres du personnel de la CCSN examinent régulièrement l’information fournie dans les évaluations des titulaires de permis pour s’assurer que les processus sont correctement mis en œuvre et que la haute direction des titulaires de permis reçoit une information objective sur le rendement de l’organisation pour prendre des décisions d’amélioration fondées sur les faits.

Complémentaire à la norme N286-F12, le document N286.0.1-F14, Commentaires sur la N286‑12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, fournit des renseignements généraux sur certaines clauses et exigences. Ce document est en cours de révision.

De plus, les normes suivantes d’assurance de la qualité et de système de gestion s’appliquent de concert avec la norme N286-F12. Elles ne font pas double emploi avec les exigences génériques de la norme N286-F12, mais fournissent une orientation plus précise pour certaines exigences :

• norme du Groupe CSA N286.7-F16, Assurance de la qualité des programmes informatiques, scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires;
• norme du Groupe CSA N286.10-F16, Gestion de la configuration des installations de réacteurs à haute puissance;
• document 14001-2015 de l’Organisation internationale de normalisation (ISO), Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation.

Au cours de la prochaine période de référence, la CCSN prévoit publier le REGDOC-2.1.1, Système de gestion, pour fournir de l’orientation sur différents sujets :

• les systèmes de gestion applicables aux différents types de titulaires de permis de la CCSN;
• les liens avec la norme N286-F12;
• des sujets précis – leadership, culture de sûreté, chaîne d’approvisionnement, gestion de la configuration et assurance de la qualité en matière de logiciels – qui ont fait l’objet d’avancées récentes en matière de normes de système de gestion, ainsi que des sujets d’intérêt réglementaire récents en matière de systèmes de gestion;
• la surveillance de la radioprotection pour les substances nucléaires, les appareils à rayonnement et les installations nucléaires de catégorie II.

Les documents suivants d’application de la réglementation de la CCSN contiennent des exigences additionnelles concernant les systèmes de gestion qui seraient applicables aux nouvelles centrales nucléaires :

• REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs – Selon ce document, les demandeurs/titulaires de permis doivent :
  • établir un système de gestion lorsqu’il peut être appliqué au processus d’évaluation de l’emplacement;
  • prévoir des dispositions pour gérer efficacement la caractérisation et l’évaluation de l’emplacement, la préparation de l’emplacement, la conception, la construction, la mise en service et les fonctions de soutien technique (y compris la gestion des entrepreneurs), toutes ces tâches étant réalisées en vertu du permis de préparation de l’emplacement de façon à promouvoir et à assurer la sûreté;
  • s’assurer que les activités de conception sont gérées conformément au système de gestion de la conception de l’organisation pour les technologies de réacteur envisagées.
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires – Ce document exige des demandeurs et des titulaires de permis qu’ils établissent un système de gestion visant à assurer de façon continue la sûreté de la conception de la centrale pendant toute sa durée de vie, et comporte des exigences et de l’orientation précises concernant l’autorité en matière de conception, la gestion de la conception, les mesures de contrôle de la gestion, les pratiques d’ingénierie approuvées, l’expérience d’exploitation et la recherche, l’évaluation de la sûreté et la documentation de la conception.
• REGDOC-2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service – Ce document exige des demandeurs et des titulaires de permis qu’ils gèrent les activités de construction et de mise en service conformément à leur système de gestion, comme il est défini dans le fondement d’autorisation, et il précise comment les exigences génériques du système de gestion s’appliquent expressément aux activités de construction et de mise en service

13b) Prise en compte de la question des matériaux suspects

Les titulaires de permis sont tenus de maintenir des programmes efficaces de gestion de la chaîne d’approvisionnement et d’assurance de la qualité de l’approvisionnement qui permettent de découvrir et d’atténuer l’intrusion d’articles contrefaits, frauduleux ou suspects (ACFS) dans le cadre de leurs activités. Afin d’améliorer davantage l’efficacité de leurs programmes, les titulaires de permis ont apporté un certain nombre d’améliorations pour accroître la surveillance des programmes de qualité des sous-traitants et renforcer la sensibilisation et la formation du personnel de la chaîne d’approvisionnement en ce qui concerne les questions liées aux ACFS.

La norme N299 du Groupe CSA, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires, est une mise à jour de l’ancienne suite de normes Z299 à laquelle on a ajouté des exigences relatives aux mesures à prendre pour tenir compte des ACFS. Elle a été publiée en septembre 2016 et les titulaires de permis de centrale nucléaire s’affairent à la mettre en œuvre.

Article 14 – Évaluation et vérification de la sûreté

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour qu’il soit procédé à :

1. des évaluations de sûreté approfondies et systématiques avant la construction et la mise en service d’une installation nucléaire et pendant toute la durée de sa vie. Ces évaluations sont solidement étayées, actualisées ultérieurement compte tenu de l’expérience d’exploitation et d’informations nouvelles importantes concernant la sûreté, et examinées sous l’autorité de l’organisme de réglementation;
2. des vérifications par analyse, surveillance, essais et inspections afin de veiller à ce que l’état physique et l’exploitation d’une installation nucléaire restent conformes à sa conception, aux exigences nationales de sûreté applicables et aux limites et conditions d’exploitation.

14(i) Évaluation de la sûreté

La CCSN et les titulaires de permis de centrale nucléaire effectuent ou font effectuer diverses évaluations complètes de la sûreté, y compris l’évaluation des demandes de permis, le bilan périodique de la sûreté (BPS), l’analyse déterministe de la sûreté, l’étude probabiliste de sûreté (EPS), des évaluations par des tiers et l’évaluation des questions de sûreté relatives aux CANDU (QSC). Ces diverses évaluations sont décrites ci‑dessous, sauf les BPS, qui sont décrits à l’alinéa 7.2(ii)d), dans le contexte du processus de renouvellement d’un permis d’exploitation d’une centrale nucléaire.

14(i)a) Évaluation des demandes de permis

Les membres du personnel de la CCSN effectuent des évaluations détaillées de la sûreté au moment de traiter les demandes de permis de centrale nucléaire. Le paragraphe 7.2(ii) décrit le processus global de délivrance de permis de la CCSN, tant pour les projets de nouvelle centrale nucléaire que pour celles actuellement en exploitation, et donne des renseignements pertinents concernant les permis de préparation de l’emplacement, de construction et d’exploitation d’une centrale. L’évaluation de la sûreté effectuée par la CCSN dans le cadre du traitement d’une demande de permis est réalisée conformément aux exigences énoncées dans le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et d’autres règlements pertinents. Des guides sur les demandes de permis ont été rédigés pour compléter les règlements. Ils ont été rédigés dans le contexte des 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN, et ils tiennent compte des autres questions d’intérêt réglementaire décrites à l’appendice E. Le personnel de la CCSN utilise des plans d’évaluation et des instructions de travail afin de coordonner l’évaluation des demandes de permis relatives aux centrales nucléaires. Au cours de la période de référence, la CCSN a continué d’élaborer un ensemble complet de critères techniques pour faciliter la réalisation de ces évaluations. Voir le paragraphe 7.2(ii) pour plus de détails sur ces sujets.

Le reste du présent alinéa décrit l’évaluation, par la CCSN, d’une demande de renouvellement du permis d’exploitation d’une centrale nucléaire. Cette dernière effectue une évaluation équilibrée des programmes et des activités du demandeur ou titulaire de permis, accordant la priorité à certains domaines choisis en fonction des antécédents au chapitre du rendement, du degré de risque et des avis d’experts. Dans ses évaluations, le personnel de la CCSN s’attarde sur les points suivants :

• le rendement du titulaire de permis et de la centrale nucléaire au cours de la période d’autorisation précédente;
• les plans du titulaire de permis pour l’exploitation et l’amélioration de la sûreté au cours de la prochaine période d’autorisation;
• les activités importantes envisagées par le titulaire de permis pour une longue période au‑delà de la prochaine période d’autorisation.

Afin de préparer un sommaire des résultats de l’évaluation globale d’une demande de renouvellement de permis d’exploitation, le personnel de la CCSN évalue le rendement du titulaire de permis à l’égard de chaque DSR et attribue une cote de rendement à chacun de ces domaines^{Note de bas de page 4}.

Comme il est expliqué à l’alinéa 7.2(ii)d), le processus des BPS est en cours d’intégration dans le processus global de renouvellement des permis de la CCSN. Ce processus a été décrit dans le septième rapport du Canada, dans la section sur le renouvellement, en 2015, du permis d’exploitation de Darlington, pour lequel l’examen intégré de la sûreté visant la remise à neuf a servi de BPS initial. En 2018, les BPS ont constitué un élément important du processus de renouvellement des permis d’exploitation des centrales de Bruce et de Pickering.

Voici une description du processus de renouvellement de permis pour Bruce‑A et Bruce‑B. Bruce Power a obtenu un permis d’exploitation en 2018 pour les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B, avec une période d’autorisation allant du 1^er octobre 2018 au 30 septembre 2028. L’évaluation de la demande de renouvellement de ce permis d’exploitation a produit ou confirmé les principaux résultats suivants :

• Les évaluations pour le remplacement des composants majeurs et la prolongation de la durée de vie des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B répondaient aux exigences du REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté.
• Les domaines de sûreté et de réglementation pour les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B ont tous été jugés « Satisfaisants » ou « Entièrement satisfaisants » pendant la période d’autorisation.
• Les résultats de l’EPS de Bruce Power ont montré que les limites des objectifs de sûreté ont été atteintes.
• Bruce Power a démontré l’aptitude fonctionnelle des tubes de force jusqu’à la fin de la durée de vie utile prévue de 300 000 heures équivalentes pleine puissance (HEPP) (voir l’alinéa 14(ii)b) pour plus de détails.)
• La distribution et le stockage préalable de comprimés d’iodure de potassium (KI) ont été réalisés conformément aux exigences réglementaires. (Ce point est décrit plus en détail à l’alinéa 16.1d).)
• Toutes les mesures à prendre relativement à Fukushima imposées par la CCSN sont maintenant closes.
• Bruce Power a été tenue de terminer son plan intégré de mise en œuvre (PIMO).
• Bruce Power devra soumettre le prochain BPS et le prochain PIMO dans le cadre des demandes ultérieures de renouvellement de permis, au plus tard un an avant l’expiration du nouveau permis.

14(i)b) Analyse déterministe de la sûreté

Exigences de nature générale et approche

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule les exigences de nature générale relatives aux analyses de sûreté. En particulier, l’alinéa 5f) de ce règlement indique qu’une demande de permis pour construire une telle installation doit comprendre un rapport préliminaire d’analyse de la sûreté. Le règlement précise également les renseignements à l’appui de la conception qui doivent accompagner la demande de permis de construction d’installations nucléaires de catégorie I. Ils comprennent :

• une description de la conception proposée pour l’installation nucléaire, y compris la façon dont elle tient compte des caractéristiques physiques et environnementales de l’emplacement (alinéa 5a));
• une description des caractéristiques environnementales de base de l’emplacement et des environs (alinéa 5b));
• une description des ouvrages à construire pour l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs caractéristiques de conception (alinéa 5d));
• une description des systèmes et de l’équipement qui seront aménagés à l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions nominales de fonctionnement (alinéa 5e));
• le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’installation nucléaire (alinéa 5g)).

Dans le cas des projets de nouvelle construction, le REGDOC-2.5.2 de la CCSN, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, stipule que le rapport préliminaire de l’analyse de la sûreté doit établir les exigences de dimensionnement des éléments importants pour la sûreté et démontrer si la centrale nucléaire répond aux exigences applicables. Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule également les exigences relatives à une demande d’exploitation d’installations nucléaires de catégorie I. Conformément aux alinéas 6a) et 6b), la demande de permis pour exploiter une installation nucléaire doit comporter une description des systèmes, structures et équipements de l’installation, y compris leur conception et leurs conditions nominales d’exploitation. L’alinéa 6c) indique de plus que la demande doit contenir un rapport final d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de l’installation nucléaire est adéquate. L’annexe 14(i)b) présente de plus amples renseignements sur le contenu du rapport type d’une analyse de sûreté pour une centrale nucléaire actuellement en exploitation.

Le REDGDOC-2.5.2 stipule en outre que le rapport définitif d’analyse de la sûreté doit :

• refléter la centrale telle que construite;
• tenir compte des effets du vieillissement hypothétique sur les structures, systèmes et composants (SSC) importants pour la sûreté;
• démontrer que la conception permet de résister et de répondre efficacement aux événements initiateurs hypothétiques (EIH) identifiés;
• démontrer l’efficacité des systèmes de sûreté et des systèmes de soutien en matière de sûreté;
• définir les limites et conditions d’exploitation de la centrale, y compris :
  • les limites opérationnelles et les valeurs seuils importantes pour la sûreté,
  • les configurations opérationnelles permises et les contraintes des procédures opérationnelles,
• établir les exigences en matière d’intervention d’urgence et de gestion des accidents;
• déterminer les conditions environnementales post-accident, y compris les champs de rayonnement et les doses reçues par les travailleurs, afin de confirmer que les opérateurs sont en mesure d’effectuer les interventions prévues dans l’analyse;
• démontrer que la conception contient des marges de sûreté suffisantes;
• confirmer que les doses et les critères d’acceptation dérivés sont respectés pour tous les incidents de fonctionnement prévus et les accidents de dimensionnement;
• démontrer que tous les objectifs de sûreté ont été respectés.

Les titulaires de permis utilisent des modèles mécanistes intégraux dans des programmes informatiques sophistiqués pour simuler la progression des accidents. Les outils et les méthodes qu’ils utilisent pour préparer un rapport d’analyse de la sûreté sont étayés par l’expérience acquise au Canada et à l’étranger et sont validés en les comparant à des données d’essais et à des solutions de référence pertinentes.En plus de devoir satisfaire aux exigences en matière d’assurance de la qualité concernant les analyses de la sûreté prescrites à l’alinéa 5g) du Règlement sur les installations de catégorie I mentionnées précédemment, les titulaires de permis se conforment à la norme du Groupe CSA N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires, qui fait partie du fondement d’autorisation de toutes les centrales nucléaires en exploitation. Conformément à cette norme, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont établi des programmes précis de validation des programmes informatiques faisant partie des outils normalisés de l’industrie (utilisés pour les analyses de la sûreté) afin que le niveau de confiance envers les résultats des analyses soit suffisant. Au cours de la période de référence, les entreprises du secteur nucléaire ont continué d’étendre la validation de ces programmes informatiques à des applications à portée élargie.

Conformément aux exigences du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, un titulaire de permis doit, dans les cinq ans suivant la date de la dernière soumission de la description de la centrale nucléaire et du rapport final d’analyse de la sûreté (ou à la demande de la CCSN), déposer une mise à jour de la description de l’installation et du rapport final d’analyse de la sûreté qui comprend :

• une description des modifications apportées au site et aux SSC de la centrale nucléaire, y compris toute modification à la conception et aux conditions nominales d’exploitation des SSC;
• les analyses de la sûreté qui ont été examinées et révisées de façon appropriée et qui tiennent compte des renseignements et des méthodes les plus à jour et les plus pertinents, y compris l’expérience acquise et les leçons tirées des situations, événements, problèmes ou autres renseignements fournis conformément au REGDOC-3.1.1.

Les mises à jour des rapports d’analyse de la sûreté des centrales nucléaires existantes se poursuivent sur une base continue, p. ex., pour inclure les effets du vieillissement du circuit caloporteur primaire. Ce point est traité au prochain alinéa.

Les examens des rapports d’analyse de la sûreté effectués par le personnel de la CCSN au cours de la période de référence ont confirmé que les marges de sûreté demeuraient acceptables pour toutes les centrales nucléaires au Canada.

Outre l’analyse des accidents de dimensionnement, les titulaires de permis effectuent des analyses des accidents liés aux conditions additionnelles de dimensionnement (un sous-ensemble d’accidents hors dimensionnement [AHD]), y compris les accidents graves. Dans ce contexte, un accident se produisant dans des conditions additionnelles de dimensionnement est un AHD qui n’est pas inclus dans le dimensionnement de la centrale nucléaire, mais il est analysé aux fins d’exhaustivité selon les méthodes de la meilleure estimation.

Un exemple d’accident lié à des conditions additionnelles de dimensionnement qui endommage le combustible, mais qui maintient intacte la géométrie du cœur, est un accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB) coïncidant avec une perte du système de refroidissement d’urgence du cœur lorsque le modérateur sert de source froide ultime. Cet événement était auparavant considéré comme un accident de dimensionnement et son analyse continue (habituellement) d’être incluse dans le cadre des rapports de sûreté. D’autres AHD, tels qu’une panne d’électricité prolongée de la centrale, sont analysés en utilisant l’EPS, question traitée à l’alinéa 14(i)c).

Le terme « accident grave » signifie un accident dont les conséquences sur la sûreté sont importantes (p. ex., d’importants dommages au cœur ou au combustible et la possibilité de dépasser les limites de dose réglementaires). Les titulaires de permis de centrale nucléaire continuent de réaliser d’autres analyses déterministes portant sur des accidents représentatifs de ceux entraînant des dommages graves au cœur. Une telle analyse a déjà été effectuée pour déterminer l’ampleur des activités de réfection dans le cas des centrales pour lesquelles des projets de prolongation de la durée de vie sont en cours. Les titulaires de permis évaluent également les actuels modèles d’analyse des AHD pour prendre compte spécifiquement des événements touchant plus d’une tranche.

De plus, les titulaires de permis de centrale nucléaire utilisent les analyses déterministes d’accidents graves pour :

• élaborer des aides, des lignes directrices et des procédures informatiques;
• établir des stratégies potentielles afin d’atténuer les conséquences des accidents graves;
• évaluer la capacité de survie des instruments et de l’équipement, et de l’habitabilité des installations en cas d’accidents graves;
• former le personnel et mener des exercices de validation.

Mise à jour des exigences et des méthodes relatives aux analyses de la sûreté

Un ensemble de critères pour évaluer l’acceptabilité de l’emplacement des centrales nucléaires figure à l’alinéa 14(i)c) du sixième rapport canadien.

Le document clé concernant l’analyse de la sûreté est le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté. Aligné sur les normes de l’AIEA en matière d’analyse de la sûreté, ce document améliore la transparence et la cohérence des activités d’analyse de la sûreté à l’appui de l’exploitation sûre des centrales nucléaires canadiennes et les modernise. Le REGDOC-2.4.1 présente les exigences réglementaires générales auxquelles un demandeur de permis de centrale nucléaire doit se conformer au moment de préparer et de soumettre une analyse déterministe de la sûreté servant à l’évaluation des conséquences des événements. Le REGDOC-2.4.1 prescrit un processus systématique pour identifier les événements et les classer en catégories en fonction de leur fréquence. Il exige que les AHD soient pris en compte.

Tous les futurs projets de nouvelle construction devront être entièrement conformes au REGDOC-2.4.1. Bien qu’il soit reconnu que leurs dossiers de sûreté existants ne sont pas en cause, les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada mettent à jour certaines de leurs analyses en appliquant le REGDOC-2.4.1. Des exemples pour chaque titulaire de permis de centrale nucléaire sont présentés à l’annexe 14(i)b). Les évaluations des lacunes (actuellement effectuées à l’aide du REGDOC‑2.3.3 de la CCSN, Bilans périodiques de la sûreté) entre les exigences du REGDOC-2.4.1 et les rapports de sûreté existants servent à prioriser les mises à jour requises aux rapports de sûreté. Les marges de sûreté et le degré de prudence des analyses continuent d’être réévalués à la lumière de l’expérience d’exploitation et des nouvelles connaissances, par exemple en ce qui concerne la gestion du vieillissement. À cette fin, un groupe de travail a été mis sur pied, et la CCSN et l’industrie y participent.

Afin de mieux coordonner la mise à jour des rapports de sûreté dans l’ensemble de l’industrie, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis sur pied un programme d’amélioration de l’analyse de la sûreté par l’entremise du COG, dont l’un des objectifs est de faciliter la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1. Les domaines d’intérêt particuliers du programme comprennent l’évaluation de l’impact du vieillissement sur le circuit caloporteur et l’évaluation du degré de prudence des analyses de la sûreté et la correction des incohérences dans celles‑ci. Au cours de la période de référence, les leçons tirées des études pilotes de la période de référence précédente ont servi à mettre à jour un document du COG qui fournit de l’orientation pour les analyses déterministes de la sûreté. Les activités entreprises dans le cadre du programme d’amélioration des analyses de la sûreté ont été choisies en partie pour régler les problèmes de sûreté des réacteurs CANDU décrits à l’alinéa 14(i)e), programme mené par Bruce Power.

Évaluation de la protection-incendie

Chaque installation a en place une évaluation de la protection-incendie (qui comprend une évaluation des risques d’incendie et une analyse des arrêts sécuritaires en cas d’incendie), qui est rédigée conformément à la norme N293-12 du Groupe CSA, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires, et qui fait partie du fondement d’autorisation de toutes les centrales nucléaires. Les titulaires de permis travaillent actuellement à mettre en œuvre les modifications proposées dans les plans de mesures correctives fournis à la CCSN à la suite des récentes révisions apportées aux évaluations de la protection-incendie. Les recommandations prises en compte amélioreront la protection-incendie aux centrales nucléaires.

14(i)c) Études probabilistes de sûreté

Une EPS est une analyse complète et intégrée de la sûreté d’une centrale nucléaire qui tient compte de la probabilité, de la progression et des conséquences des défaillances d’équipement ou des conditions transitoires pour produire des données numériques qui constituent une mesure cohérente de la sûreté de la centrale. Il y a trois niveaux d’EPS :

Niveau 1

détermine et quantifie les séquences d’événements conduisant à une perte d’intégrité structurale du cœur et à des défaillances massives du combustible

Niveau 2

s’appuie sur les résultats du niveau 1 et analyse le comportement du confinement, évalue les radionucléides rejetés par le combustible défaillant et quantifie les rejets dans l’environnement

Niveau 3

s’appuie sur les résultats du niveau 2 et analyse la distribution des radionucléides dans l’environnement, en évaluant l’effet sur la santé publique

Les principaux objectifs d’une EPS sont les suivants :

• effectuer une analyse systématique permettant d’établir avec confiance que la conception correspondra aux objectifs fondamentaux de sûreté;
• démontrer que l’on a obtenu une conception équilibrée;
• donner l’assurance que l’on pourra empêcher l’augmentation catastrophique des conséquences découlant d’un petit changement aux conditions (effet de falaise);
• évaluer les probabilités d’endommagement du cœur et les risques de grands rejets radioactifs dans l’environnement;
• effectuer des évaluations propres au site concernant la probabilité d’occurrence et les conséquences de risques externes;
• trouver les vulnérabilités de la centrale et les systèmes pour lesquels des améliorations à la conception ou des modifications aux procédures d’exploitation pourraient réduire la probabilité d’occurrence d’un accident grave ou en atténuer les conséquences;
• évaluer le caractère adéquat des procédures en cas d’urgence;
• donner un aperçu du programme de gestion des accidents graves;
• servir de base à la comparaison de la fréquence des dommages graves au cœur et des grands rejets par rapport aux objectifs de sûreté.

Exigences relatives aux études probabilistes de sûreté

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, établit les exigences relatives aux EPS pour les centrales nucléaires en exploitation. Ce REGDOC s’applique également au cours de la phase de construction d’un projet de nouvelle centrale nucléaire. Une des exigences clés de ce document est d’obtenir l’approbation de la CCSN en ce qui a trait à la méthode et aux programmes informatiques utilisés pour effectuer l’EPS.

Le REGDOC-2.4.2 stipule qu’une EPS soit réalisée tous les cinq ans, ou plus souvent si des changements majeurs sont apportés à l’installation. Les mises à jour font l’objet d’un examen par l’organisme de réglementation.

Le REGDOC-2.4.2 renvoie à la Collection normes de sûreté de l’AIEA SSG-3 et SSG-4 pour fournir une orientation générale concernant la méthode utilisée pour les EPS. En règle générale, les méthodes élaborées par les titulaires de permis s’appuient sur l’orientation contenue dans les documents publiés par des organismes reconnus à l’échelle internationale tels que l’AIEA et la Nuclear Regulatory Commission des États‑Unis, ainsi que sur les bonnes pratiques.

Les résultats des évaluations des probabilités de dommages graves au cœur ainsi que des risques de grands rejets radioactifs dans l’environnement obtenus au moyen d’une EPS sont comparés aux objectifs de sûreté. Dans le cas des nouvelles centrales, ces objectifs sont définis dans le REGDOC‑2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, et ils sont présentés sous forme sommaire dans le tableau suivant. Ils sont conformes aux principes fondamentaux de sûreté pour les centrales nucléaires énoncés dans le rapport du Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire INSAG-12, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.

Objectifs de sûreté de la CCSN pour les nouvelles centrales nucléaires

Objectif de sûreté	Justification	Objectif numérique
Fréquence des dommages au cœur du réacteur	Prévention des accidents	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements pouvant conduire à la dégradation du cœur est inférieure à 10-5 par année-réacteur.
Fréquence des faibles rejets radioactifs	Rejet pouvant exiger une évacuation	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner des rejets radioactifs dans l’environnement supérieures à 1015 Bq d’iode 131 est inférieure à 10-5 par année-réacteur.
Fréquence des grands rejets radioactifs	Rejet pouvant exiger une relocalisation à long terme	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner des rejets radioactifs dans l’environnement supérieures à 1014 Bq de césium 137 (correspondant à 1 % des rejets radioactifs de Tchernobyl) est inférieure à 10‑6 par année-réacteur.

Il n’existe pas d’exigences explicites en ce qui a trait aux objectifs de sûreté pour les centrales nucléaires actuelles, mais la CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation établissent des objectifs de sûreté qui s’alignent sur les pratiques internationales. Dans le cas des centrales nucléaires actuelles, conformément au document INSAG-12 ou au guide de sûreté particulier de l’AIEA SSG-3, Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants, les titulaires de permis ont établi et respectent les objectifs de sûreté suivants :

• fréquence des dommages graves au cœur inférieure à 10^-4 par année‑réacteur;
• fréquence des grands rejets radioactifs inférieure à 10^-5 par année-réacteur.

Conformément à la pratique internationale, la fréquence des faibles rejets radioactifs ne fait pas partie des objectifs de sûreté des centrales nucléaires existantes au Canada.

Élaboration d’études probabilistes de sûreté et mise en œuvre du document REGDOC‑2.4.2

Les centrales nucléaires canadiennes réalisent des EPS depuis de nombreuses années – au moment de la rédaction du sixième rapport du Canada, les titulaires de permis de centrale nucléaire avaient élaboré des EPS de niveau 2 qui comprenaient les événements internes et externes. En 2014, la CCSN a publié le REGDOC-2.4.2, qui comprend des modifications apportées à la suite des leçons tirées de l’accident de Fukushima.

Le REGDOC‑2.4.2 exige que les EPS de niveau 1 et de niveau 2 comprennent tous les événements initiateurs potentiels propres au site, et les dangers potentiels :

• les événements initiateurs internes et les dangers internes
• les dangers externes, qu’ils soient naturels ou d’origine humaine non malveillante

Les exigences révisées tiennent compte de toutes les sources de radioactivité, pas seulement du cœur du réacteur. Le REGDOC-2.4.2 porte sur les tranches multiples, les piscines de stockage du combustible usé et les états de fonctionnement à faible puissance. Il indique les événements initiateurs externes spécifiques, tels que les événements sismiques, les inondations et les vents violents. Le REGDOC‑2.4.2 exige aussi que les titulaires de permis examinent des combinaisons possibles de dangers externes.

Les événements secondaires (p. ex., les événements externes secondaires, comme un tsunami causé par un tremblement de terre) sont également pris en compte dans l’EPS. Une EPS est requise pour les états de fonctionnement à pleine puissance et les états d’arrêt de la centrale nucléaire, ainsi que pour tout état durant lequel le réacteur devrait fonctionner pendant des périodes prolongées.

Le REGDOC-2.4.2 adopte une approche graduelle pour ce qui est de l’évaluation des risques des centrales nucléaires : où le niveau d’analyse, l’exhaustivité de la documentation et la portée des actions nécessaires pour assurer le respect des exigences de l’EPS sont proportionnels au risque relatif et aux caractéristiques d’une installation ou d’une activité.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont achevé des EPS de niveau 1 et de niveau 2 qui tiennent compte, notamment, de la réévaluation des événements initiateurs externes propres au site. Ceux‑ci comprennent :

• EPS de niveaux 1 et 2 pour les événements internes lorsque le réacteur est en puissance;
• EPS de niveau 1 lors d’une mise à l’arrêt;
• EPS de niveau 1 en cas d’inondation interne;
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas d’incendie;
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas de séisme;
• EPS de niveaux 1 et 2 en cas de vents violents.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont commencé à se conformer à toutes les exigences du REGDOC-2.4.2 et ils devraient y être tous entièrement conformes d’ici la fin de 2020. Les EPS de portée globale ont été achevées ou les titulaires de permis font des progrès acceptables en vue de leur réalisation.

Les nouvelles exigences relatives aux EPS des piscines de stockage du combustible usé peuvent être traitées en utilisant d’autres méthodes d’analyse (comme le permet le REGDOC-2.4.2), pour lesquelles de l’orientation a été élaborée par le secteur.

Les récentes mises à jour des EPS (maintenant présentées tous les cinq ans) ont inclus des estimations des résultats des EPS des centrales nucléaires à plusieurs tranches (fréquence des dommages graves au cœur et fréquence des grands rejets radioactifs). De plus, l’industrie a collaboré, par l’entremise du COG, à l’élaboration d’une méthode d’EPS à l’échelle conceptuelle pour l’ensemble d’un site. L’industrie a élaboré un cadre d’objectifs de sûreté et une application pilote (EPS pilote pour l’ensemble du site de Pickering) et les a présentés à la Commission lors des audiences de 2018 sur le renouvellement du permis d’exploitation de Pickering. Le projet a démontré que le site de Pickering répondait aux attentes de la CCSN en matière de prévention des risques déraisonnables pour l’environnement et la santé et la sécurité des personnes. Il a également démontré qu’il respecte le principe fondamental de sûreté de l’AIEA : Protéger les personnes et l’environnement contre les effets nocifs du rayonnement.

Utilisation des études probabilistes de sûreté

Les titulaires de permis ont atteint différentes étapes en ce qui a trait à l’application des résultats de leurs EPS. Les applications habituelles comprennent l’utilisation des résultats des EPS conjointement avec les résultats des analyses déterministes, pour améliorer les programmes de fiabilité et d’entretien des titulaires de permis. Par exemple, dans le cadre du programme de fiabilité, les résultats des EPS contribuent à déterminer quels systèmes font partie des « systèmes importants pour la sûreté » (voir le paragraphe 19(iii)). Des développements récents indiquent que les EPS sont de plus en plus utilisées aux centrales nucléaires pour la surveillance des risques. Tous les titulaires de permis ont profité des révisions les plus récentes de leurs EPS pour mettre au point des outils informatiques (p. ex., logiciel pour l’équipement hors service) pour la surveillance courante des risques liés aux arrêts et à l’exploitation à pleine puissance. Les EPS continueront d’être utilisées pour améliorer les programmes de surveillance des risques opérationnels, optimiser les programmes d’essai et d’entretien et également fournir des renseignements précieux pour les décisions concernant les modifications et remises à neuf des centrales nucléaires et les améliorations en matière de sûreté. Par exemple, OPG a étudié et mis en œuvre des mesures rentables pour réduire la fréquence des dommages au cœur des centrales nucléaires existantes dans le cadre du plan opérationnel global couvrant la centrale de Pickering jusqu’à la fin de sa vie utile.

État d’avancement des EPS à chaque centrale nucléaire

Bruce‑A et Bruce‑B

En 2014, Bruce Power a élaboré et mis à jour une gamme complète d’EPS (y compris les EPS de niveaux 1 et 2 pour les événements internes et externes, et pour l’exploitation à pleine puissance et les arrêts) afin que les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B satisfassent aux exigences de la norme d’application de la réglementation S-294 de la CCSN. Les résultats des EPS ont montré que les objectifs en matière de sûreté ont été atteints à ces deux centrales.

En 2019, Bruce Power a terminé la mise à jour des EPS pour les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B afin qu’elles soient conformes au REGDOC-2.4.2. Les EPS actualisées tiennent compte des nouvelles exigences réglementaires (impact sur les centrales à tranches multiples, autres sources radioactives comme les piscines de combustible usé, combinaison possible de dangers externes et d’autres états de fonctionnement, etc.) appliquées pour donner suite aux leçons tirées de l’accident de Fukushima.

De plus, Bruce Power a mis au point une méthode pour les EPS à l’échelle du site qui est conforme aux lignes directrices et aux pratiques de l’industrie.

Les résultats et les perspectives fournis par les EPS aux centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B ont été utilisés pour appuyer le renouvellement des permis, déterminer les systèmes importants pour la sûreté dans le cadre du programme de fiabilité, gérer la configuration des risques (équipement hors service) pour la planification du calendrier des périodes d’exploitation et des arrêts, classer les événements opérationnels, etc.

Point Lepreau

Énergie NB a élaboré une gamme complète d’EPS (y compris des EPS de niveaux 1 et 2 pour les événements internes et externes, et pour l’exploitation à pleine puissance et les arrêts) qui sont conformes au REGDOC-2.4.2 (y compris la prise en compte de la piscine de combustible usé et de la combinaison potentielle de dangers externes) depuis 2016. Les résultats de l’EPS ont montré que les objectifs en matière de sûreté pour la centrale existante sont atteints.

La prochaine mise à jour de l’EPS pour Point Lepreau est prévue d’ici 2021, et Énergie NB a récemment mis à jour ses méthodes d’élaboration des EPS.

Énergie NB a utilisé les résultats et les renseignements obtenus grâce à l’EPS pour appuyer sa demande de renouvellement de permis, déterminer les systèmes importants pour la sûreté dans le cadre de son programme de fiabilité, gérer la configuration des risques pour la planification du calendrier d’exploitation et d’arrêt, etc.

Darlington

En 2016, OPG a élaboré et mis à jour une gamme complète d’EPS (y compris des EPS de niveaux 1 et 2 pour les événements internes et externes, et pour l’exploitation à pleine puissance et les arrêts) pour la centrale de Darlington afin de répondre aux exigences de la norme d’application de la réglementation S-294 de la CCSN. Les résultats de l’EPS ont montré que les objectifs en matière de sûreté de la centrale de Darlington ont été atteints.

En 2018, OPG a révisé ses méthodes d’élaboration des EPS pour les centrales de Darlington, de Pickering-A et de Pickering-B afin qu’elles soient conformes au REGDOC-2.4.2. On s’attend à ce que les tâches concernant l’EPS pour Darlington, visant à respecter les nouvelles exigences du REGDOC-2.4.2, soient achevées d’ici 2020.

Les résultats et les perspectives fournis par l’EPS de la centrale de Darlington ont été utilisés pour appuyer le renouvellement de permis, déterminer les systèmes importants pour la sûreté dans le cadre du programme de fiabilité, gérer la configuration des risques (équipement hors service) pour la planification du calendrier des périodes d’exploitation et des arrêts, appuyer la remise à neuf, etc.

Pickering-A (tranches 1 et 4) et Pickering-B (tranches 5-8)

OPG a élaboré et mis à jour une gamme complète d’EPS (y compris des EPS de niveaux 1 et 2 pour les événements internes et externes, et pour l’exploitation à pleine puissance et les arrêts) pour la centrale de Pickering-B (2017) et celle de Pickering-A (2018) afin de satisfaire aux exigences de la norme d’application de la réglementation S-294 de la CCSN. Les résultats des EPS ont montré que les objectifs en matière de sûreté ont été atteints à Pickering-A et à Pickering-B.

En 2018, OPG a révisé ses méthodes d’élaboration des EPS pour les centrales de Darlington, de Pickering-A et de Pickering-B afin qu’elles soient conformes au REGDOC-2.4.2. On s’attend à ce que les tâches concernant les EPS pour Pickering, en vue de respecter les nouvelles exigences du REGDOC-2.4.2, soient achevées d’ici 2020.

Les résultats et les perspectives fournis par les EPS de la centrale de Pickering ont été utilisés pour appuyer le renouvellement des permis, déterminer les systèmes importants pour la sûreté dans le cadre du programme de fiabilité, gérer la configuration des risques (équipement hors service) pour la planification du calendrier des périodes d’exploitation et des arrêts, déterminer les éléments d’amélioration à la sûreté pour la poursuite des activités aux centrales de Pickering, etc.

En outre, OPG a terminé le projet pilote d’une EPS à l’échelle du site de Pickering (pour les 6 tranches) en 2017. Les résultats préliminaires illustrent le risque au niveau du site en termes de fréquence des dommages au cœur et de fréquence des grands rejets, et démontrent que le site de Pickering répond aux attentes de la CCSN en matière de prévention des risques déraisonnables pour l’environnement et pour la santé et la sécurité des personnes.

14(i)d) Examens menés par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires et l’AIEA

Les titulaires de permis de centrale nucléaire sont membres de la WANO, une organisation ayant pour but d’aider ses membres à atteindre les plus hauts niveaux de sûreté opérationnelle et de rendement. La WANO réalise des évaluations de façon périodique afin de promouvoir l’excellence dans l’exploitation, l’entretien et les fonctions de soutien des centrales en exploitation, portant une attention particulière à la sûreté et à la fiabilité. Ces évaluations ne répondent pas à des exigences légales ou réglementaires, mais sont effectuées sur une base volontaire à la demande des membres de la WANO. Les détails du processus d’examen par les pairs de la WANO figurent dans le sixième rapport du Canada.

Les examens par les pairs suivants, réalisés sous les auspices de la WANO, ont eu lieu au cours de la période de référence :

Bruce‑A et B (niveau de l’entreprise)

2017

Bruce-A

Septembre 2016, octobre 2018

Bruce-B

Mai 2017

Darlington

Mai 2016/octobre-novembre 2018

Pickering

Décembre 2017

Point Lepreau

Novembre 2017

Gentilly-2

Aucune

La rétroaction, les éclaircissements et l’apprentissage résultant du processus d’examen par les pairs de la WANO sont de grande valeur. Ce processus permet des améliorations importantes et contribue à rehausser de façon continue les normes de rendement et les pratiques dans l’ensemble du secteur nucléaire. Afin d’appuyer l’amélioration générale, la WANO communique avec tous ses membres les bonnes pratiques observées pendant les examens.

Les examens par les pairs suivants, réalisés sous les auspices de la WANO, auront lieu au cours de la prochaine période de référence :

Bruce‑A et B (niveau de l’entreprise)

Août 2019

Bruce-A

2020

Bruce-B

Juin 2019

Darlington

Mars 2020

Pickering

Octobre-novembre 2019

Point Lepreau

Octobre 2019

Gentilly-2

Aucun examen par les pairs prévu

Une mission OSART de l’AIEA a été effectuée à l’installation de Bruce‑B en 2015 et une mission de suivi a été tenue en juin 2017.

Une mission OSART a également été menée à l’installation de Pickering en 2016, ainsi qu’une mission de suivi en septembre 2018 (voir l’alinéa 14(i)e)). L’équipe OSART a relevé 8 bonnes pratiques et a formulé 10 recommandations et 11 suggestions. Les bonnes pratiques relevées concernaient les domaines suivants : l’application du simulateur de gestion des accidents graves pour appuyer l’élaboration de lignes directrices visant une centrale à tranches multiples, la gestion de l’obsolescence qui tient compte des évaluations de la gestion du vieillissement à long terme, la transition vers les exigences de déclassement, ainsi que les relations établies et de longue date avec les partenaires de la collectivité.

14(i)e) Évaluation et résolution des questions de sûreté relatives aux CANDU

Des dispositions exhaustives relatives à l’évaluation et à la vérification de la sûreté des centrales nucléaires canadiennes ont confirmé que les centrales nucléaires en exploitation au Canada demeurent sûres. Ces dispositions ont permis de déterminer et de résoudre des questions de sûreté, dont certaines ont été décrites dans des rapports précédents du Canada. Le Canada a adopté une approche systématique pour déterminer, prioriser et résoudre les problèmes de sûreté afin d’optimiser les efforts visant à améliorer la sûreté.

En 2009, la CCSN et le secteur canadien ont collaboré à un projet visant à examiner et à classer les questions de sûreté génériques liées aux centrales nucléaires CANDU et à évaluer les stratégies permettant de les gérer en tenant compte des risques. Les questions de sûreté relatives aux CANDU (QSC) ont été divisées en trois grandes catégories, selon la pertinence et l’efficacité des mesures de contrôle prises par les titulaires de permis pour maintenir des marges de sûreté adéquates :

Catégorie 1

Questions pour lesquelles une solution satisfaisante a été apportée au Canada.

Catégorie 2

Questions constituant une préoccupation au Canada, pour lesquelles des mesures appropriées ont été prises pour maintenir les marges de sûreté.

Catégorie 3

Questions constituant une préoccupation au Canada, pour lesquelles des mesures ont été prises afin de maintenir les marges de sûreté, mais il est nécessaire de confirmer qu’elles sont adéquates.

On juge que l’existence de ces questions n’empêche pas de poursuivre l’exploitation d’une centrale nucléaire. Aucune des questions de catégorie 3 n’entraîne un accroissement du niveau de risque nécessitant la prise immédiate de mesures correctives. Les questions dont la gravité sur le plan de la sûreté est confirmée et immédiate sont traitées en priorité par d’autres moyens (voir les paragraphes 7.2(iii) et (iv)).

Un processus décisionnel tenant compte du risque (comme il est décrit dans le sixième rapport du Canada) a été appliqué aux QSC de catégorie 3 afin de définir le risque lié à chacune d’elles, de déterminer son importance, de l’évaluer et de recommander des mesures pour le contrôler. Conformément au principe de défense en profondeur, l’évaluation du risque a couvert toutes les combinaisons possibles d’événements qui pourraient entraîner des dommages au combustible, nuire à la santé des personnes ou avoir des effets néfastes sur l’environnement, ou toute combinaison de ces incidents.

La CCSN continue d’effectuer le contrôle réglementaire du processus de résolution des QSC en faisant le suivi de la démarche adoptée dans le cadre d’un accord mutuel avec les titulaires de permis de centrale nucléaire. Au cours de la période de référence, aucune nouvelle QSC de catégorie 3 n’a été ouverte. Certaines des autres questions ont également été rétrogradées de la catégorie 3 à la catégorie 2 dans le cas de certaines centrales, mais pas toutes.

Afin de traiter de manière efficace les QSC de catégorie 3, celles-ci ont été séparées en deux groupes – celles relatives aux APRPGB et les autres (appelées questions non liées à un APRPGB).

Les QSC de catégorie 3 restantes, subdivisées par sous-catégorie, sont les suivantes :

• QSC de catégorie 3 liées à un APRPGB :
  • Analyse du coefficient de réactivité cavitaire
  • Comportement du combustible lors de transitoires à haute température
  • Comportement du combustible lors de transitoires de pointe de puissance
• QSC de catégorie 3 non liée à un APRPGB :
  • Évaluation systématique des effets de la rupture d’une conduite à haute énergie
• En ce qui concerne les QSC liées à un APRPGB, la CCSN a élaboré une position réglementaire provisoire qui comprend une série de seuils d’intervention provisoires pour les paramètres des marges de sûreté et les critères d’acceptation des accidents de dimensionnement applicables à toutes les centrales nucléaires. Cette position est conforme aux mesures de contrôle des risques pour les QSC de catégorie 3 et devrait demeurer en vigueur jusqu’à ce que les recommandations du groupe de travail sur les APRPGB soient acceptées par la CCSN et entièrement mises en œuvre par les titulaires de permis.

La description des questions de catégorie 3 et des mesures requises de contrôle des risques figure dans le rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires de la CCSN publié chaque année, et dans les rapports antérieurs de surveillance réglementaire des centrales nucléaires.

Suggestion 7RE S-1 pour le Canada issue de la septième Réunion d’examen de la CSN

« Le Canada devrait aborder toutes les questions de sûreté de catégorie 3 relatives aux CANDU mentionnées dans le 7^e rapport national et présenter un rapport à ce sujet lors de la 8^e réunion d’examen. »

Au cours de la période de référence, les titulaires de permis ont élaboré l’approche analytique composite pour étudier les QSC de catégorie 3 liées aux APRPGB. OPG et Énergie NB ont coopéré à ces travaux, mais c’est Bruce Power qui a pris l’initiative de leur application. En décembre 2018, Bruce Power a soumis une étude approfondie à la CCSN pour démontrer que la fréquence des ruptures importantes d’une grosse conduite dans un réacteur CANDU est très faible. Le personnel de la CCSN examine actuellement ce document.

Les QSC non liées aux APRPGB ont été reclassées dans d’autres catégories pour Bruce A et B, Darlington, Pickering-B et Point Lepreau. OPG a présenté son analyse de reclassement pour la seule centrale pour laquelle ce QSC demeure ouvert, soit Pickering-A, et la CCSN l’examine actuellement.

En soumettant le présent rapport, la CCSN indique que les activités prévues pour répondre à la suggestion 7RE S-1 sont terminées, mais que des travaux se poursuivront au cours de la prochaine période de référence en vue de reclasser trois autres QSC de catégorie 3. Le Canada recommande de clore cette suggestion, en soulignant qu’il surveille continuellement les problèmes de sûreté connus et nouveaux.

14(i)f) Respect du principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

Le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) de 2015 exige que des évaluations complètes et systématiques de la sûreté soient effectuées périodiquement et régulièrement tout au long de la vie utile des installations existantes afin de répertorier les améliorations de la sûreté destinées à atteindre les objectifs du principe (1) de la DVSN (chapitre I). Comme il est décrit à la section E du chapitre I, l’objectif du principe (1) est que les nouvelles centrales nucléaires doivent être conçues, implantées et construites conformément à l’objectif de prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation et, en cas d’accident, d’atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et d’empêcher les rejets de matières radioactives, qu’ils soient précoces ou d’une ampleur telle que des mesures et des actions de protection à long terme sont nécessaires. Le principe (2) de la DVSN exige aussi que des améliorations de la sûreté raisonnablement possibles ou faisables soient mises en œuvre en temps utile pour appuyer cet objectif.

Le Canada respecte le principe (2) en effectuant des évaluations globales et spécifiques qui sont décrites en détail dans le présent article. Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont réalisé des BPS (ou des examens intégrés de la sûreté en vue d’une remise à neuf) qui sont basés sur les documents d’application de la réglementation. Le processus de BPS comprend des PIMO afin d’améliorer systématiquement la sûreté en tenant compte des lacunes relevées dans le BPS. Voir l’alinéa 7.2(ii)d) pour une description des plus récents BPS et examens intégrés de la sûreté réalisés par chacun des titulaires de permis.

Les autres évaluations et vérifications (qui sont également effectuées en utilisant les documents d’application de la réglementation et les normes mis à jour) comprennent :

• les mises à jour des analyses de la sûreté et des rapports d’analyse de la sûreté;
• les EPS (et les travaux en cours en vue de les améliorer);
• les activités de surveillance, d’essai et d’inspection qui confirment que les centrales nucléaires respectent les exigences détaillées et appropriées de conception et de sûreté, ainsi que les limites et conditions d’exploitation;
• les programmes rigoureux de gestion du vieillissement.

Ces évaluations et vérifications, également décrites dans cet article, ont permis d’apporter des améliorations à la sûreté alignées sur les versions à jour des normes et des documents d’application de la réglementation.

14(ii) Vérification de la sûreté

Ce paragraphe décrit les activités entreprises pour vérifier, au moyen d’analyses, de surveillance, d’essais ou d’inspections, qu’une centrale nucléaire répond aux exigences de conception et de sûreté appropriées et respecte ses limites et conditions d’exploitation. Bien que ces activités soient réalisées principalement par le titulaire de permis, la CCSN effectue également différentes vérifications de la sûreté (de la façon décrite dans d’autres articles du présent rapport). Par exemple, des membres de la CCSN sont en poste de façon permanente à chacune des centrales nucléaires (voir l’alinéa 8.1b)) afin de surveiller les activités d’exploitation, de vérifier la sûreté dans certaines circonstances et d’effectuer un large éventail d’inspections avec l’aide de spécialistes de l’administration centrale de la CCSN à Ottawa.

Des membres du personnel de la CCSN examinent également des points précis des rapports soumis par les titulaires de permis de centrale nucléaire conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1. Ces rapports comprennent les rapports d’événement ainsi que les rapports trimestriels et annuels sur des sujets tels que les indicateurs de rendement en matière de sûreté, la surveillance et l’inspection du combustible, les enveloppes sous pression, la radioprotection, la protection de l’environnement ainsi que les risques et la fiabilité. Les situations les plus importantes sur le plan de la sûreté sont évaluées au moyen d’examens spéciaux ou d’inspections ciblées, pour lesquels un suivi est souvent effectué par l’intermédiaire de mesures de suivi propres à des centrales nucléaires particulières. Des membres du personnel de la CCSN examinent également les rapports d’analyse de la sûreté et les études de fiabilité des systèmes de sûreté qui sont soumis conformément au document REGDOC-3.1.1.

En outre, des membres du personnel de la CCSN examinent et approuvent certains changements opérationnels et d’autres changements apportés à des éléments du fondement d’autorisation (voir l’alinéa 7.2(ii)a)). Le personnel de la CCSN vérifie que les modifications proposées sont conformes au fondement d’autorisation (p. ex., en confirmant qu’elles n’érodent pas de façon significative la marge de sûreté de la centrale nucléaire, marge qui a été convenue lors de la délivrance du permis).

Les permis que la CCSN a délivrés pour l’exploitation des centrales nucléaires actuelles contiennent des conditions qui régissent la vérification de la sûreté par les titulaires de permis au moyen de divers programmes en matière d’aptitude fonctionnelle. Les programmes des titulaires de permis comprennent des essais (voir l’alinéa 14(ii)a)) et divers programmes de gestion du vieillissement pour tenir compte de systèmes critiques et de mécanismes de vieillissement précis (voir l’alinéa 14(ii)b)).

14(ii)a) Essais – Généralités

Le REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, comprend des exigences générales relatives au programme de fiabilité des systèmes importants pour la sûreté. Ce document couvre les rôles que jouent les inspections, les essais, la modélisation et la surveillance dans le processus de détermination des systèmes importants pour la sûreté, de leurs modes de défaillance et de leurs objectifs de fiabilité appropriés, et dans le processus de confirmation de l’atteinte de ces objectifs (pour de plus amples renseignements, voir le paragraphe 19(iii)).

Les titulaires de permis de centrale nucléaire exécutent des programmes d’inspection périodique pour les SSC critiques. Le fondement d’autorisation des diverses centrales nucléaires en exploitation comprend des normes assorties d’exigences exhaustives en matière d’essais et de critères d’acceptation, notamment les normes suivantes du Groupe CSA :

• N285.4, Inspections périodiques des composants des centrales nucléaires CANDU;
• N285.5, Inspections périodiques des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU;
• N285.7, Inspection périodique des systèmes et des composants complémentaires des centrales nucléaires CANDU;
• N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU.

Des parties de la norme N285.7 ont été élaborées à l’aide des méthodes et des définitions d’inspection en service, fondées sur le risque, tirées des publications de l’EPRI et de l’American Society of Mechanical Engineers.

Des milliers d’essais liés à la sûreté sont effectués chaque année à chacune des centrales nucléaires. Le taux de réussite des essais est habituellement de l’ordre de 99,9 %.

14(ii)b) Gestion du vieillissement

Toutes les centrales nucléaires doivent gérer des problèmes de détérioration des matériaux. Pendant l’exploitation, leurs SSC sont soumis à des mécanismes variés de nature chimique, mécanique ou physique. Au fil du temps, les facteurs de stress comme la corrosion, les variations de la charge, les conditions d’écoulement, la température et l’irradiation neutronique entraînent la détérioration des matériaux et de l’équipement. Ce type de détérioration est appelé vieillissement. La gestion du vieillissement est l’ensemble des mesures d’ingénierie, d’exploitation et d’entretien ainsi que les inspections effectuées afin de contrôler, à l’intérieur de limites acceptables, les effets du vieillissement et l’obsolescence des SSC d’une centrale nucléaire.

L’expérience accumulée à l’égard des nombreux mécanismes de détérioration importants observés au cours de la vie des centrales nucléaires actuellement en exploitation au Canada a mené à l’élaboration d’un certain nombre de programmes de gestion du vieillissement qui ont été documentés et officialisés. Ces programmes précisent les techniques et les intervalles pour l’inspection et l’évaluation des matériaux et des pièces d’équipement afin de s’assurer que tous les SSC importants pour la sûreté continuent d’être conformes aux limites d’exploitation sûre prévues dans les normes et les codes applicables. Les programmes de gestion du vieillissement reposent sur des méthodes exhaustives comprenant les éléments suivants : la surveillance, le suivi de l’intégrité des systèmes et la préparation de rapports à cet effet, les inspections par du personnel d’inspection qualifié et l’entretien préventif. Ces programmes sont revus régulièrement et mis à jour au besoin pour tenir compte et ajouter les nouvelles informations et constatations. Des membres du personnel de la CCSN examinent régulièrement les résultats des activités effectuées dans le cadre des programmes de gestion du vieillissement.

Les exigences et l’orientation du REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement, mettent l’accent sur la nécessité de tenir compte de la gestion du vieillissement des centrales nucléaires tôt et de manière proactive dans chacune des étapes de leur cycle de vie : conception, fabrication, construction, mise en service, exploitation, prolongation de la durée de vie et déclassement. Il contient également des exigences à l’égard de l’élaboration, de la mise en œuvre et de l’amélioration de programmes intégrés de gestion du vieillissement, en appliquant une approche systématique et intégrée. Une telle approche couvre les dispositions organisationnelles, la gestion des données, la sélection des SSC, les processus d’évaluation du vieillissement et de l’état des SSC, les documents et les interfaces avec d’autres éléments à l’appui du programme (tels que le processus d’examen et d’amélioration du programme).

Les principaux domaines visés par la gestion du vieillissement comprennent les conduites d’alimentation, les canaux de combustible, la corrosion accélérée par l’écoulement, les générateurs de vapeur, le confinement et le remplacement des composants en général. Les programmes de base de gestion du vieillissement dans ces domaines sont décrits à l’annexe 14(ii)b). Le projet de gestion du cycle de vie des canaux de combustible est particulièrement important parce que ses résultats contribuent à confirmer que l’exploitation de la centrale nucléaire demeure sûre au fur et à mesure qu’elle approche la fin de sa durée de vie prévue, étant donné que les tubes de force se trouvant dans les canaux de combustible constituent habituellement le composant majeur limitant la durée de vie des centrales nucléaires de type CANDU.

La durée de vie nominale d’origine des tubes de force était fondée sur un scénario de 30 ans d’exploitation avec un facteur de capacité de 80 % (ce qui correspond à 210 000 heures équivalentes pleine puissance [HEPP] par réacteur à compter de la date de la première criticité).

Dans le cadre d’un programme conjoint de gestion du cycle de vie des canaux de combustible, programme comportant de multiples activités de recherche et de développement dans plusieurs domaines clés de la dégradation des matériaux des canaux de combustible, l’industrie a mis au point des méthodes et des modèles techniques perfectionnés pour prévoir les propriétés des matériaux pendant toute la durée de vie opérationnelle des composants des canaux de combustible (en particulier, les espaceurs annulaires des canaux de combustible en Inconel X‑750). Les services publics canadiens appliquent couramment ces méthodes et modèles pour démontrer l’aptitude fonctionnelle continue des composants exploités au‑delà de 210 000 HEPP, et certains ont déjà été intégrés dans la norme du Groupe CSA N285.8, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU. De plus, les services publics ont mis à jour leurs programmes de gestion du cycle de vie des canaux de combustible (qui comprennent des activités régulières d’inspection et d’entretien ainsi que des examens et des essais destructifs sur les composants qui ont été retirés du réacteur) pour assurer la validation continue des évaluations techniques qui sont effectuées régulièrement afin d’évaluer l’aptitude fonctionnelle. Ces travaux ont appuyé la démonstration de l’exploitation sûre des canaux de combustible au‑delà de la durée de vie nominale prévue de 210 000 HEPP.

La CCSN exerce un contrôle réglementaire sur l’exploitation des réacteurs dont les tubes de force sont plus anciens, en déterminant des limites précises d’exploitation et en les imposant dans les permis d’exploitation. Les limites sont propres à chaque installation et dépendent, en partie, des renseignements disponibles au moment du renouvellement de permis. Les centrales nucléaires sont actuellement autorisées à être exploitées jusqu’aux limites de service suivantes pour les tubes de force.

Limites efficaces des HEPP pour les tubes de force dans les centrales nucléaires canadiennes

Centrale nucléaire	HEPP limites
Bruce-A et Bruce-B	300 000
Darlington	235 000
Pickering, tranches 1 et 4	247 000
Pickering, tranches 5 à 8	295 000
Point Lepreau	210 000 *

* On ne prévoit pas que la durée de vie nominale des tubes de force à Point Lepreau sera dépassée au cours de la période d’autorisation actuelle.

Pour appuyer l’exploitation à long terme, la CCSN a également utilisé le renouvellement des permis pour mettre à jour les exigences concernant la surveillance, l’inspection et les rapports sur l’aptitude fonctionnelle des tubes de force.

Article 15 – Radioprotection

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que, dans toutes les conditions normales de fonctionnement, l’exposition aux rayonnements ionisants des travailleurs et du public due à une installation nucléaire soit maintenue au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre et qu’aucun individu ne soit exposé à des doses de rayonnement qui dépassent les limites de dose prescrites au niveau national.

Comme il est décrit à l’appendice D, le Canada parraine un programme important de R-D en matière de sûreté nucléaire. Une partie importante des activités de R-D traite des domaines suivants : la radioprotection, la surveillance du rayonnement, la protection de l’environnement, la gestion de l’environnement ainsi que d’autres sujets connexes.

Au Canada, le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) énonce des exigences de haut niveau relatives au contrôle de l’exposition au rayonnement des travailleurs du secteur nucléaire^{Note de bas de page 5} et des membres du public. En particulier, l’alinéa 12(1)c) du RGSRN exige que tout titulaire de permis prenne toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement, la santé et la sécurité des personnes, et maintenir la sécurité des installations et des substances nucléaires. Le Règlement sur la radioprotection (RRP) contient également des exigences importantes. La version actuelle du RRP s’inspire de la Publication 60 (1990) de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) et du document de l’AIEA, Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté, GSR Partie 3 (1996).

La CCSN a entrepris de modifier le RRP avec la participation des parties intéressées. La CCSN a sollicité les commentaires des parties intéressées et des membres du public concernant la proposition de modifier le RRP en 2013 au moyen d’un document de travail (DIS-13-01 : Modifications proposées au Règlement sur la radioprotection, qui a été décrit dans le septième rapport du Canada). À la suite de l’analyse des commentaires des parties intéressées (Rapport sur ce que nous avons entendu pour le document DIS-13-01), la CCSN a apporté des modifications au RRP en octobre 2017 afin :

• d’incorporer l’orientation internationale conformément aux Prescriptions générales de sûreté, GSR Partie 7, Préparation et conduite des interventions en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique (2015);
• de décrire en détail les exigences concernant la gestion des dangers radiologiques pendant les différentes phases d’une situation d’urgence afin de protéger les personnes qui œuvrent à maîtriser une situation d’urgence, sur la base des leçons tirées de l’accident de Fukushima.

D’autres modifications au RRP étaient également en cours afin de moderniser le Règlement et de l’aligner sur la Publication 103 (2007) de la CIPR et les Prescriptions générales de sûreté, Partie 3 (2014) de l’AIEA. Les modifications proposées comprennent ce qui suit :

• diminuer la limite de dose équivalente pour le cristallin d’un travailleur du secteur nucléaire de 150 mSv à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an;
• ajouter une nouvelle limite de dose équivalente de 100 mSv pour le cristallin d’un travailleur du secteur nucléaire par période de dosimétrie de cinq ans;
• ajouter de nouvelles exigences afin de protéger les nourrissons allaités.

Les parties intéressées auront l’occasion de commenter les modifications proposées lorsqu’elles seront publiées dans la Partie 1 de la Gazette du Canada, ce qui devrait se faire en 2019.

Afin d’appuyer la mise en œuvre des exigences réglementaires en matière de radioprotection, la CCSN a élaboré des guides et des normes d’application de la réglementation à l’intention des titulaires de permis. La CCSN élabore actuellement trois nouveaux documents d’application de la réglementation :

• REGDOC-2.7.1, Radioprotection
• REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle
• REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome II : Exigences techniques et relatives aux systèmes de gestion pour les services de dosimétrie

Ces nouveaux documents remplaceront non seulement les normes et les guides d’application de la réglementation existants, mais ils fourniront aussi de nouveaux renseignements et de nouvelles orientations pour la radioprotection.

Afin de vérifier la conformité aux conditions de permis et aux règlements, le personnel de la CCSN examine la documentation et les rapports opérationnels soumis par les demandeurs et les titulaires de permis et évalue la mise en œuvre des programmes de radioprotection et de protection environnementale des titulaires de permis. Pour ce faire, il procède à des évaluations techniques et à des activités de vérification de la conformité. De plus, le personnel de la CCSN surveille et évalue les conséquences radiologiques et environnementales des activités autorisées, vérifie la conformité des services de dosimétrie autorisés et examine les données d’exposition professionnelle dans le Fichier dosimétrique national (FDN), qui est géré par Santé Canada.

Les événements comportant une exposition réelle ou potentielle au rayonnement ou à des substances dangereuses ainsi que les rejets de substances nucléaires ou dangereuses dans l’environnement (p. ex., l’atteinte d’un seuil d’intervention pour la radioprotection ou la protection de l’environnement, voir ci-dessous) sont signalés à la CCSN conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. Des membres du personnel de la CCSN examinent les rapports d’événements et les processus de présentation de rapports, d’analyse et d’application de mesures correctives des titulaires de permis afin de confirmer le respect des exigences réglementaires et l’efficacité des mesures correctives. Un exemple est présenté à l’appendice C. Le personnel de la CCSN enquête également sur les événements importants liés à la radioprotection, le cas échéant.

L’alinéa 3(1)f) du RGSRN exige qu’une demande de permis comprenne tout seuil d’intervention proposé. Comme il est défini au paragraphe 6(1) du RRP, un seuil d’intervention s’entend d’une dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières. Lorsqu’un seuil d’intervention (sur le plan de la radioprotection ou de la protection de l’environnement) est atteint, le titulaire de permis doit en faire part à la CCSN, mener une enquête pour en établir les causes et, le cas échéant, déterminer et prendre des mesures pour rétablir l’efficacité du programme de radioprotection ou de protection de l’environnement.

15a) Radioprotection des travailleurs et application du principe ALARA

Exigences et activités générales visant la radioprotection des travailleurs

En plus des exigences du RGSRN mentionnées précédemment, l’alinéa 12(1)e) exige de toute personne se trouvant sur les lieux de l’activité autorisée qu’elle utilise l’équipement, les appareils et les vêtements et qu’elle suive les procédures conformément à la LSRN, à ses règlements et au permis.

L’alinéa 4a) du RRP exige que tout titulaire de permis mette en œuvre un programme de radioprotection et, dans le cadre de ce programme, maintienne le degré d’exposition aux produits de filiation du radon, ainsi que la dose efficace et la dose équivalente reçues par les personnes et engagées par celles‑ci au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA), compte tenu des facteurs sociaux-économiques, et en deçà des limites de dose réglementaires de la CCSN.

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

• pour les travailleurs du secteur nucléaire : 50 mSv par période de dosimétrie d’un an et 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans;
• pour les travailleuses enceintes du secteur nucléaire : 4 mSv au cours du reste de la grossesse;
• pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire : 1 mSv par année civile.

L’article 14 du RRP prescrit les limites de dose équivalente suivantes :

• pour les travailleurs du secteur nucléaire : 150 mSv au cristallin par période de dosimétrie d’un an;
• pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire : 15 mSv au cristallin par année civile;
• pour les travailleurs du secteur nucléaire : 500 mSv à la peau par période de dosimétrie d’un an;
• pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire : 50 mSv à la peau par année civile;
• pour les travailleurs du secteur nucléaire : 500 mSv aux mains et aux pieds par période de dosimétrie d’un an;
• pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire : 50 mSv aux mains et aux pieds par année civile.

Tel que mentionné au début du présent article, certaines modifications aux limites de dose équivalente ont été proposées à la fin de la période de référence.

L’annexe 15a) fournit des renseignements supplémentaires sur le RRP, les exigences de dosimétrie et l’orientation relative au principe ALARA et à la détermination des seuils d’intervention en matière de radioprotection.

Pour satisfaire aux exigences réglementaires connexes, les titulaires de permis de centrale nucléaire établissent, tiennent à jour et documentent des programmes de radioprotection en vue de gérer et de contrôler efficacement les risques radiologiques pour les travailleurs et le public. Ces programmes ont notamment pour objectif de s’assurer que les titulaires de permis mettent en œuvre des processus pour maintenir les expositions radiologiques des travailleurs au niveau ALARA grâce aux mesures suivantes :

• la maîtrise des pratiques de travail par la direction;
• la formation et la qualification du personnel;
• l’atténuation de l’exposition aux rayonnements des travailleurs et du public;
• la planification pour faire face aux situations inhabituelles.

Les paragraphes qui suivent donnent des exemples de trois stratégies particulières adoptées par les titulaires de permis pour minimiser les doses reçues par les travailleurs.

Utilisation accrue de la technologie

L’utilisation efficace de la technologie est un élément essentiel du programme ALARA. Certains titulaires de permis ont installé de l’équipement de surveillance à distance pour mieux planifier les travaux en milieu radioactif et réduire la dose reçue par les travailleurs. La surveillance à distance des dangers radiologiques a réduit les doses en évitant que le personnel ne se rende dans certaines zones pour effectuer des contrôles radiologiques de routine et en permettant au personnel de choisir un équipement de protection approprié en fonction du niveau de risque actuel et anticipé, et de pouvoir faire face à des conditions changeantes. La robotique a été utilisée par certains titulaires de permis pour inspecter et éliminer des points chauds présentant une contamination élevée, réduisant ainsi au minimum la dose reçue par les travailleurs. À l’avenir, on mettra davantage l’accent sur l’utilisation de la robotique pour les inspections et l’entretien dans les champs à rayonnement élevé. Des caméras commandées à distance ont été utilisées pour effectuer des inspections visuelles et assurer la surveillance de zones inaccessibles. Les services de radiographie en place aux centrales nucléaires mettent actuellement en œuvre une technologie à rayons X pulsés au lieu de sources de rayonnement gamma pour réduire les doses que les travailleurs recevraient normalement en manipulant les sources. Un titulaire de permis a conçu et mis en œuvre un nouvel outil d’inspection et d’entretien du réacteur pour réduire le temps passé par les travailleurs dans des zones présentant des débits de dose élevés.

Mesures de contrôle du terme source

Des mesures ont été prises pour réduire les doses aux travailleurs attribuables à l’exposition à différents dangers. Ces mesures comprennent le remplacement plus fréquent du produit dessiccant dans les appareils d’assèchement et l’amélioration de l’état physique du système d’assèchement; certains titulaires de permis effectuent aussi la détritiation des stocks d’eau lourde. Plusieurs titulaires de permis ont installé des voûtes de blindage et des carreaux de blindage de face des réacteurs afin de réduire l’exposition des travailleurs au rayonnement gamma. Les titulaires de permis s’efforcent également de réduire la récurrence des points chauds en diminuant la taille des pores des filtres ou en augmentant le débit du système de purification du caloporteur primaire. Pour diminuer la taille des pores des filtres, on emploie de nouvelles technologies, dont les milieux à nanofibres et les résines piégeuses de cobalt 60 afin d’améliorer l’élimination des matières colloïdales dans le circuit caloporteur. Enfin, en tenant compte de l’expérience en exploitation, tous les titulaires de permis ont amélioré leurs programmes de contrôle de la contamination pour mieux gérer et contrôler les risques de contamination alpha.

Formation

La formation est essentielle pour maintenir les doses au niveau ALARA. Certains titulaires de permis offrent une formation sur maquette pour les travaux présentant un risque radiologique élevé. À titre de préparatifs pour les travaux de remise à neuf, des maquettes grandeur nature pour tester les outils et permettre aux travailleurs de se familiariser avec ceux‑ci ont été construites ou sont en voie de l’être. L’utilisation de ces maquettes permet d’optimiser les procédures qui réduisent le temps passé dans le champ de rayonnement. Un titulaire de permis a activement cherché à utiliser davantage des activités d’apprentissage dynamique : l’activité ou la tâche enseignée comprend, autant que possible, les conditions réelles rencontrées et les outils requis. Les situations du monde réel sont ainsi simulées et l’activité est enrichie par le rôle joué par d’autres participants. De plus, pour réduire davantage l’exposition au tritium, certains titulaires de permis exigent que les combinaisons ventilées soient branchées à toutes les occasions qui se présentent afin de les remplir d’air frais (limitant ainsi à 60 secondes la durée pendant laquelle elles ne sont pas branchés). Enfin, des maquettes ont également été utilisées pour permettre aux travailleurs du secteur nucléaire d’acquérir de l’expérience avec différentes configurations d’équipement de protection respiratoire, notamment des combinaisons en plastique à adduction d’air ou des appareils respiratoires à particules sous pression négative, ce qui permet aux travailleurs de s’y habituer avant d’effectuer leurs tâches dans un champ de rayonnement.

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

Doses reçues par les travailleurs

Santé Canada gère le Fichier dosimétrique national (FDN), qui est le dépôt national du Canada pour les dossiers de contrôle du rayonnement de tous les travailleurs exposés dans le cadre de leur travail aux rayonnements ionisants. Le FDN soutient Santé Canada et les organismes canadiens de réglementation dans leurs mandats de protéger la santé et la sécurité des Canadiens exposés aux rayonnements ionisants au travail. Le FDN fournit les historiques de doses aux travailleurs et aux organismes pour la planification des travaux et pour régler les cas d’indemnisation et de litige, et contribue au contrôle réglementaire en avisant les instances responsables des cas de surexposition dans leur province ou territoire. Le FDN contient des dossiers sur plus d’un demi-million de travailleurs, dont plus de 100 000 sont actuellement surveillés. Certains de ses dossiers de surveillance remontent aux années 1940.

Au cours de la période de référence, les doses reçues par les travailleurs ont été inférieures aux limites réglementaires (les tableaux de l’annexe 15a) présentent les doses reçues par les travailleurs aux centrales nucléaires du Canada). Pendant cette période, la dose collective à ces centrales a varié à cause d’un nombre de facteurs dont :

• les débits de dose associés au type de travail effectué;
• le nombre d’arrêts chaque année;
• l’étendue et la durée des travaux en temps d’arrêt;
• le nombre de personnes prenant part aux travaux en temps d’arrêt.

15b) Protection de l’environnement

Exigences relatives à la protection de l’environnement

Au Canada, la LSRN et ses règlements comprennent des dispositions sur la protection de l’environnement. Par exemple, l’objectif de la LSRN (paragraphe 3), est de limiter à un niveau raisonnable les risques pour la sécurité des personnes et de l’environnement qui sont associés au développement, à la production et à l’utilisation de l’énergie nucléaire. Le RGSRN fournit des détails supplémentaires sur les exigences en matière de protection de l’environnement. L’alinéa 12(1)c) du RGSRN exige que chaque titulaire de permis prenne toutes les précautions raisonnables pour, entre autres, protéger l’environnement et préserver la santé et la sécurité des personnes. L’alinéa 12(1)f) exige que chaque titulaire de permis prenne toutes les précautions raisonnables pour contrôler le rejet de substances nucléaires radioactives et de substances dangereuses que l’activité autorisée peut entraîner là où elle est exercée et dans l’environnement.

Les exigences générales et particulières concernant la protection des personnes et de l’environnement lors de l’exploitation des centrales nucléaires figurent dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Ce règlement prévoit des exigences générales, ainsi que des exigences particulières pour chaque phase du cycle de vie d’une centrale nucléaire (préparation de l’emplacement, construction, exploitation et déclassement). Les exigences générales en matière de protection de l’environnement pour les centrales nucléaires dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I sont les suivantes :

• les alinéas 3g), h) et k) exigent des politiques et procédures relativement à la protection de l’environnement, des programmes proposés pour la surveillance de l’environnement et des effluents, et un plan proposé pour le déclassement de l’installation nucléaire;
• l’alinéa 3j) exige que les exploitants de centrale nucléaire aient un programme destiné à informer les personnes qui résident à proximité de l’emplacement de la nature et des caractéristiques générales des effets prévus de l’activité visée sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes à toutes les étapes de son cycle de vie.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I décrit les exigences suivantes à l’intention des exploitants de centrale nucléaire pour la phase de l’exploitation :

• alinéa 6h) : les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets;
• alinéa 6i) : l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le débit d’écoulement prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques;
• alinéa 6j) : les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement;
• alinéa 6k) : les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes.

La CCSN a publié le REGDOC-2.9.1 : Protection de l’environnement : Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement, version 1.1 en avril 2017. Il remplace la version précédente du REGDOC-2.9.1 (2013) ainsi que la politique d’application de la réglementation P-223 (2001) de la CCSN.

Les titulaires de permis ont mis en œuvre ou s’attachent à mettre en œuvre le REGDOC‑2.9.1, v1.1 pour les centrales nucléaires en exploitation. Les exigences et l’orientation énoncées dans ce document sont conformes aux pratiques nationales et internationales modernes qui traitent des questions et des éléments permettant de contrôler et d’améliorer la sûreté nucléaire, et qui établissent une approche moderne tenant compte des risques en matière de protection de l’environnement. Le cadre de réglementation général pour la protection de l’environnement est décrit à la figure 15(b).

Figure 15b) Mesures adéquates pour assurer la protection de l’environnement

Pour chaque centrale nucléaire, la CCSN doit déterminer si l’exploitant de la centrale a pris des mesures adéquates afin de protéger l’environnement en maintenant les rejets dans l’environnement au niveau ALARA, compte tenu des facteurs sociaux-économiques, pour les substances radiologiques et en appliquant les meilleures technologies et techniques existantes d’application rentable (MTEAR) pour les substances dangereuses lorsque cela est approprié. À cette fin, les exploitants de centrale nucléaire s’appuient sur une évaluation des risques environnementaux (ERE) dans le but de prévoir les risques radiologiques et dangereux pour l’environnement ainsi que les effets des facteurs de stress physiques (p. ex., impaction et entraînement des poissons) après les mesures d’atténuation ALARA et MTEAR, le cas échéant, et de prévenir ou réduire ces effets environnementaux. L’autorisation d’exploiter une centrale nucléaire est basée sur les prévisions de ces ERE. Les titulaires de permis de centrale nucléaire sont tenus d’établir un système de gestion de l’environnement qui comprend, par exemple, l’ERE ainsi que des programmes de surveillance (p. ex., effluents, environnement, eaux souterraines) mis en place pour vérifier les prévisions de l’ERE. Des études supplémentaires peuvent également être nécessaires pour évaluer, entre autres, les impacts des effluents thermiques sur les espèces de poisson sensibles. Le personnel de la CCSN examine l’information recueillie par ces programmes sur une base annuelle afin de vérifier si les prévisions de l’ERE se sont réalisées. Après cinq ans de déclaration annuelle, l’ERE est mise à jour d’après les données recueillies au moyen des programmes de surveillance des effluents et de l’environnement, des études spéciales et des nouvelles connaissances scientifiques. Les sections ci‑dessous décrivent plus en détail le système de gestion de l’environnement, l’ERE et les programmes de surveillance des effluents et de l’environnement.

Évaluation des risques environnementaux

Une ERE est un processus systématique qui permet de définir, quantifier et caractériser le risque posé par les contaminants (substances nucléaires ou dangereuses) et les facteurs de stress physiques dans l’environnement. Elle fournit des renseignements scientifiques à l’appui des prises de décisions et de la priorisation des mesures d’atténuation à mettre en œuvre. Les exploitants canadiens de centrale nucléaire sont tenus de suivre la norme du Groupe CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. L’ERE permet de déterminer des caractéristiques spécifiques et environnementales propres au site, d’établir les interactions entre ces caractéristiques et d’évaluer le risque pour l’environnement et le public. En particulier, l’ERE se base sur les estimations des facteurs de stress physiques propres à la centrale nucléaire (p. ex., impaction et entraînement des poissons et des crustacés) et des rejets (substances radiologiques ou dangereuses ou rejets thermiques) pour prévoir les termes source de ces rejets, le transport des substances radiologiques et dangereuses par les diverses voies environnementales (p. ex., atmosphère, eaux de surface), et l’exposition subséquente du public ainsi que les doses, l’exposition et les effets sur le biote représentatif, les changements dans leur habitat et les effets sur les espèces qui dépendent de ces habitats.

L’ERE est mise à jour selon un cycle de cinq ans ou plus tôt si des changements importants surviennent à l’installation ou si l’on dispose de nouvelles données scientifiques. Si les prévisions de l’ERE ne se réalisent pas, des mesures de gestion adaptative (p. ex., mesures d’atténuation) peuvent être mises en œuvre, le cas échéant, d’après l’ERE actualisée.

Systèmes de gestion de l’environnement

Dans le cadre des systèmes de gestion de l’environnement, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont établi divers programmes en vue de contrôler et de surveiller les répercussions (y compris les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses) de leur exploitation sur la santé des personnes et sur l’environnement (figure 15b)). Ces programmes visent notamment à maintenir les risques auxquels la population est exposée à un faible niveau par rapport à ceux auxquels elle est normalement exposée en raison d’autres activités industrielles. Les éléments typiques comprennent la gestion des rejets et des déchets, la formation des travailleurs et l’information du public.

Surveillance des effluents et des émissions

D’autres mesures importantes comprennent la surveillance des rejets et l’établissement de limites et de seuils d’intervention en matière de rejets dans l’environnement. Bien que les matières radioactives rejetées dans l’environnement par les effluents gazeux et liquides des centrales nucléaires puissent entraîner des doses de rayonnement aux membres du public par les voies d’exposition dans l’environnement, les doses reçues par le public attribuables aux rejets réguliers des centrales nucléaires sont trop faibles pour être mesurées directement. Par conséquent, afin de s’assurer de ne pas dépasser la limite de dose pour le public, la CCSN restreint la quantité de matières radioactives que les titulaires de permis peuvent rejeter. Les limites de rejet des effluents liquides et gazeux, appelées « limites de rejet dérivées » (LRD), sont fondées sur la limite annuelle de dose efficace de 1 mSv pour les membres du public. Une LRD pour un radionucléide ou un groupe donné de radionucléides est une limite de rejet particulière pour une voie de rejet (voie d’exposition) depuis une centrale nucléaire. Si le total des rejets mesurés pour chaque effluent gazeux ou liquide, exprimé en pourcentage de leurs LRD respectives, dépasse 100 %, la dose reçue par les membres du public les plus exposés pourrait dépasser la limite de dose au public pour l’année civile. L’expression « membres du public les plus exposés » désigne les personnes qui reçoivent les doses les plus élevées à cause d’une source de rejet donnée en raison de facteurs tels que leur proximité par rapport à l’endroit du rejet, leurs habitudes au niveau de l’alimentation et du comportement, leur âge et leur métabolisme ainsi que les fluctuations des conditions environnementales.

Le calcul des LRD se fonde sur la méthode figurant dans la norme du Groupe CSA N288.1-F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Les LRD sont également fondées sur d’autres considérations en matière de radioprotection (p. ex., les facteurs de conversion des doses de la CIPR). Les LRD sont propres à chacune des installations, leurs valeurs varient et elles dépendent de plusieurs facteurs (hypothèses formulées, caractéristiques des personnes représentatives, données propres au site, etc.). Les calculs des LRD peuvent être très simples ou très complexes. Par conséquent, les LRD devraient être examinées et, si nécessaire, révisées approximativement tous les cinq ans.

Pour la protection de l’environnement, les titulaires de permis établissent des seuils d’intervention sur le plan environnemental à des valeurs bien inférieures aux LRD. En cas de dépassement, ces seuils fournissent une indication d’une perte de contrôle éventuelle des systèmes de gestion des émissions et permettent de prendre rapidement des mesures correctives. Cette façon de faire permet aux titulaires de permis de maintenir les rejets, tant gazeux que liquides, à un niveau bien inférieur à leurs LRD respectives.

Les titulaires de permis surveillent les rejets de tritium, d’iode, de gaz rares, de carbone 14 et de particules dans l’atmosphère, ainsi que les rejets de tritium, de carbone 14 et de radioactivité brute bêta-gamma dans les effluents liquides. Les tableaux de l’annexe 15b) présentent les rejets radioactifs dans les effluents gazeux et liquides des centrales nucléaires de 2016 à 2018, accompagnés des LRD correspondantes. Au cours de la période de référence, tous les rejets des centrales nucléaires canadiennes étaient très faibles : inférieurs à 1 % des LRD. Au cours des années 2016 à 2018, aucun dépassement d’un seuil d’intervention environnementale n’a été rapporté.

Le programme de surveillance des effluents des titulaires de permis est fondé sur les exigences de la norme du Groupe CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium.

Surveillance de l’environnement

En plus de suivre directement les rejets de substances radioactives provenant des centrales nucléaires, les titulaires de permis ont instauré des programmes de surveillance environnementale et de contrôle radiologique afin de mesurer la radioactivité dans l’air, dans l’eau et dans les produits de la chaîne alimentaire et surveiller d’autres interactions avec l’environnement autour des installations. Les programmes de surveillance environnementale visent à :

• évaluer le niveau de risque sur la santé et la sécurité humaines, et les effets biologiques potentiels dans l’environnement des contaminants et des facteurs de stress physiques préoccupants provenant de l’installation;
• démontrer le respect des prévisions faites dans l’ERE relatives à la concentration ou à l’intensité des contaminants et des facteurs de stress physiques dans l’environnement ou leurs effets sur l’environnement;
• vérifier, indépendamment de la surveillance des effluents, l’efficacité des mesures de confinement et de contrôle des effluents, et donner au public l’assurance que les mesures de confinement et de contrôle des effluents sont efficaces;
• vérifier les prévisions énoncées dans l’ERE, améliorer les modèles utilisés dans l’ERE ou réduire l’incertitude des prévisions énoncées dans l’ERE.

Les programmes de surveillance environnementale des titulaires de permis sont basés sur la norme du Groupe CSA N288.4-F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, et peuvent également s’appuyer sur la norme N288.7-F15, Protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, et sur la norme N288.9-F18, Lignes directrices pour la conception de programmes de captage et d’entraînement des poissons dans les installations nucléaires. Les résultats de ces programmes de surveillance sont utilisés pour s’assurer que la limite légale de dose efficace au public au Canada, due à l’exploitation d’une centrale nucléaire, n’est pas dépassée et que l’environnement est protégé selon les prévisions de l’ERE utilisées pour autoriser l’activité.

15c) Programmes indépendants de surveillance environnementale

Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN

La CCSN a établi en 2013 le Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) pour assurer une harmonisation avec d’autres organismes de réglementation canadiens et internationaux. Le PISE complète les examens et approbations faits par le personnel de la CCSN des programmes de surveillance de l’environnement des titulaires de permis et confirme que ceux-ci respectent les exigences réglementaires, les conditions de permis et les programmes approuvés tout au long de la période d’exploitation des installations nucléaires.

Le PISE est exécuté par le personnel de la CCSN dans les espaces publics et prévoit l’échantillonnage des milieux naturels et l’analyse des substances radioactives et non radioactives rejetées par les installations de tous les secteurs du cycle de combustible nucléaire : mines et usines de concentration d’uranium, installations de traitement, centrales nucléaires, réacteurs de recherche et installations de gestion des déchets.

Les échantillons sont analysés aux laboratoires modernes de la CCSN en faisant appel aux meilleures pratiques de l’industrie. Les échantillons sont analysés pour détecter les contaminants radiologiques et non radiologiques liés aux activités des installations nucléaires. Des échantillons peuvent être prélevés dans l’air, l’eau, le sol, les sédiments, la végétation (p. ex., l’herbe) et les denrées alimentaires (p. ex., la viande, le poisson, le lait et les produits maraîchers). Les résultats sont comparés aux recommandations fédérales ou provinciales appropriées pour bien déterminer que le public et l’environnement à proximité de l’installation ne courent aucun danger et qu’il n’y a aucun impact prévu sur la santé en raison de l’exploitation de l’installation. Les conclusions et les données sont ensuite publiées au moyen d’une carte conviviale sur le site Web de la CCSN. Un rapport technique complet est également disponible sur demande.

Les résultats du PISE pour les centrales nucléaires canadiennes sont disponibles sur le site Web de la CCSN pour les années suivantes :

Bruce-A et Bruce-B

2013, 2015, 2016

Darlington

2014, 2015, 2017

Pickering

2014, 2015, 2017

Point Lepreau

2014, 2015, 2016, 2017

Gentilly-2

2015, 2016

Réseau canadien de surveillance radiologique et Réseau de surveillance en poste fixe de Santé Canada

Santé Canada réalise des activités de surveillance de l’environnement par l’entremise de son Réseau canadien de surveillance radiologique (RCSR) et de son Réseau de surveillance en poste fixe (RSPF). Établis en 1959 pour surveiller les rejets de radioactivité dans l’environnement à la suite d’essais d’armes nucléaires dans l’atmosphère et d’accidents aux installations nucléaires, ces deux réseaux servent à établir les niveaux de rayonnement de fond au Canada et à obtenir des renseignements sur les niveaux de radioactivité près des centrales nucléaires lors de leur exploitation courante, ou encore les niveaux de radioactivité qui peuvent résulter d’un accident nucléaire. Sur la base de ces données, il est possible de réaliser des évaluations de santé précises.

Le RCSR est un réseau national composé de 26 sites qui prélève régulièrement divers types d’échantillons (particules, précipitations, dose gamma externe, eau potable, vapeur d’eau atmosphérique et lait) aux fins d’analyse de la radioactivité dans les laboratoires de pointe de Santé Canada. D’autres sites à proximité des réacteurs nucléaires recueillent la vapeur d’eau atmosphérique et mesurent la dose gamma externe. Le RSPF consiste en 80 détecteurs de rayonnement disposés partout au Canada pour surveiller en temps réel la dose de rayonnement reçue par le public provenant de matières radioactives dans l’environnement terrestre, qu’elles soient en suspension dans l’air ou au sol. Les détecteurs du RSPF sont situés dans toutes les provinces et tous les territoires du Canada, et en plus grand nombre près des grandes installations nucléaires et des ports canadiens où des navires à propulsion nucléaire sont parfois arrimés.

Les données du RCSR sont mises à la disposition du public deux fois par année. Les données du RSPF sont mises à la disposition des autorités en temps réel par l’entremise du Système international d’information sur le contrôle radiologique de l’AIEA, et du public par l’entremise de la Plate-forme européenne d’échange de données radiologiques, et également sous forme de résumés trimestriels sur le site Web du gouvernement du Canada.

Le Programme ontarien de surveillance des installations nucléaires (POSIN) du ministère du Travail de l’Ontario vise à établir, exploiter et maintenir un réseau de surveillance radiologique permettant d’évaluer les concentrations radiologiques autour des grandes installations nucléaires désignées dans la province. Le POSIN surveille la radioactivité dans l’air, l’eau et les aliments autour des centrales nucléaires.

Le POSIN a pour but d’assurer au public vivant et travaillant à proximité des installations nucléaires que leur santé, leur sécurité, leur bien-être et leur propriété ne sont pas touchés par les émissions des installations nucléaires. Le plus récent rapport du POSIN, produit par le ministère du Travail de l’Ontario en 2014, a conclu que les membres du public se trouvant à proximité des grandes installations nucléaires en Ontario peuvent être assurés que leur santé, leur sécurité, leur bien‑être et leur propriété ne sont pas touchés par les émissions des installations nucléaires.

Article 16 – Organisation pour les cas d’urgence

1. Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées afin qu’il existe, pour les installations nucléaires, des plans d’urgence internes et externes qui soient testés périodiquement et qui couvrent les actions à mener en cas de situation d’urgence. Pour toute installation nucléaire nouvelle, de tels plans sont élaborés et testés avant qu’elle ne commence à fonctionner au-dessus d’un bas niveau de puissance approuvé par l’organisme de réglementation.
2. Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que, dans la mesure où elles sont susceptibles d’être affectées par une situation d’urgence radiologique, sa propre population et les autorités compétentes des États avoisinant l’installation nucléaire reçoivent des informations appropriées aux fins des plans et des interventions d’urgence.
3. Les Parties contractantes qui n’ont pas d’installation nucléaire sur leur territoire, dans la mesure où elles sont susceptibles d’être affectées en cas de situation d’urgence radiologique dans une installation nucléaire voisine, prennent les mesures appropriées afin d’élaborer et de tester des plans d’urgence pour leur territoire qui couvrent les actions à mener en cas de situation d’urgence de cette nature.

16.1 Plans et programmes d’urgence

16.1a) Faits saillants des responsabilités globales et orientations à l’intention des parties intéressées

Responsabilités globales des titulaires de permis et des autorités gouvernementales

Dans le cadre constitutionnel du Canada, la gestion des urgences est une responsabilité partagée entre les trois ordres de gouvernement (municipal, provincial et fédéral), les exploitants et les organisations non gouvernementales, selon une structure hiérarchique ascendante. La plupart des urgences sont de nature locale et sont gérées au niveau de la collectivité, de la province ou du territoire. Le gouvernement du Canada peut intervenir lorsqu’il a la compétence principale ou lorsque son aide a été demandée en raison de l’ampleur de l’urgence. Le Canada a mis en place des mécanismes solides permettant de coordonner la préparation et l’intervention en cas d’urgence entre l’organisation exploitante et les autorités locales, régionales et nationales, ainsi qu’à l’échelle internationale.

Au Canada, les titulaires de permis d’installations nucléaires sont responsables de la planification, de la préparation et de l’intervention en ce qui a trait aux situations d’urgence sur le site. Les urgences nucléaires sur le site sont celles qui surviennent à l’intérieur des limites physiques de l’installation.

Les urgences nucléaires hors site sont celles qui ont un effet à l’extérieur des limites de l’installation. Si un accident à une centrale nucléaire peut possiblement entraîner des conséquences hors site, la réponse hors site suivrait un processus auquel les parties suivantes participeraient :

• le titulaire de permis;
• l’administration municipale;
• le gouvernement de la province ou du territoire;
• le gouvernement fédéral.

Les gouvernements provinciaux sont les principales instances ayant autorité hors site et leurs responsabilités visent à :

• préserver la santé et la sécurité publiques et protéger les biens et l’environnement;
• adopter les lois nécessaires pour permettre à la province d’assumer sa part de responsabilité à l’égard de la sécurité du public;
• préparer des plans et des procédures d’urgence et encadrer les municipalités désignées à faire de même;
• gérer les interventions hors site en appuyant et en coordonnant les organisations ayant des responsabilités en cas d’urgence nucléaire;
• coordonner le soutien assuré par la centrale nucléaire en cause et par le gouvernement du Canada, tant pendant la préparation aux urgences nucléaires que pendant les interventions.

Au niveau fédéral, la Loi sur la gestion des urgences établit les responsabilités ministérielles en matière de prévention, d’atténuation, de préparation, d’intervention et de rétablissement en cas d’urgence.

Dans les situations pouvant entraîner des conséquences hors site, y compris les incidents dont les effets se font sentir au-delà des frontières provinciales ou nationales, le soutien et l’intervention du gouvernement fédéral sont requis en raison de ses responsabilités de compétence fédérale. Les responsabilités du gouvernement fédéral comprennent le soutien aux provinces et aux territoires dans leurs efforts en réponse aux urgences nucléaires et elles couvrent également un large éventail de mesures d’urgence et d’intervention afin de prévenir les accidents, les déversements et les situations anormales et d’urgence ou de les éliminer ou, le cas échéant, d’apporter les corrections qui s’imposent. Les responsabilités du gouvernement fédéral englobent aussi les domaines suivants :

• la liaison avec la communauté internationale;
• la liaison avec les missions diplomatiques étrangères au Canada;
• l’aide aux Canadiens à l’étranger;
• la coordination des interventions canadiennes en cas d’urgence nucléaire dans un pays étranger.

Une aide fédérale coordonnée peut également être nécessaire lorsqu’une province ou un territoire touché en fait la demande. Certaines provinces ont conclu des ententes avec le gouvernement du Canada concernant la prestation de types précis de soutien technique afin de gérer les conséquences radiologiques hors site d’une situation d’urgence.

En vertu de la Loi sur la gestion des urgences, Sécurité publique Canada assure la coordination entre tous les ministères et organismes fédéraux responsables de la sécurité nationale et de la sécurité des Canadiens. Ce ministère est responsable de la coordination de la réponse globale du gouvernement fédéral en appui aux provinces et aux territoires en cas d’urgence, y compris les situations d’urgence nucléaire.

Sécurité publique Canada est l’autorité responsable du Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU), le plan « tous risques » du Canada. Le PFIU décrit les processus et les mécanismes visant à faciliter une réponse intégrée du gouvernement du Canada à une urgence. La gouvernance du PFIU est assurée par la structure du Comité des sous‑ministres adjoints sur la gestion des urgences.

Santé Canada a la responsabilité de coordonner les mesures et les interventions fédérales en cas d’urgence nucléaire. Santé Canada est l’autorité responsable du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN), une annexe du PFIU qui porte expressément sur les urgences de nature nucléaire. Le PFUN lui‑même dispose d’annexes provinciales permettant d’établir le lien entre les organisations et les capacités fédérales et provinciales d’intervention en cas d’urgence nucléaire, ces composantes servant de pré‑accords pour un soutien fédéral en cas d’urgence nucléaire. Le PFIU, le PFUN et les annexes provinciales du PFUN sont tous harmonisés pour prévenir les conflits en ce qui concerne les rôles et responsabilités.

Le PFUN est appuyé par deux comités consultatifs permanents sur la préparation aux urgences nucléaires et par le groupe d’évaluation technique (voir l’alinéa 16.1e) pour de plus amples renseignements).

En plus de gérer le PFUN et d’en être l’autorité responsable, Santé Canada a également des responsabilités liées à la radioprotection, y compris les réseaux pancanadiens de surveillance, dont le Réseau de surveillance en point fixe, le Réseau canadien de surveillance radiologique (voir l’alinéa 15b)) et les stations de surveillance radiologique dans la partie canadienne du Système de surveillance internationale du Traité d’interdiction complète des essais nucléaires. De plus amples renseignements figurent à l’appendice C du rapport canadien à la deuxième réunion extraordinaire de la Convention sur la sûreté nucléaire. Santé Canada gère également les laboratoires d’analyse d’échantillons radiologiques (dont des installations fixes et mobiles), l’aide à la décision, des plateformes de cartographie et de gestion de l’information, les dispositifs de surveillance de la contamination (notamment les moniteurs-portiques) et les programmes de dosimétrie interne et externe pour les personnes exposées (notamment les travailleurs des services d’urgence). Santé Canada fournit des conseils et de l’expertise sur la radioprotection, tient à jour un calendrier des exercices d’urgence et les organise.

Sur le plan international, Santé Canada et la CCSN agissent à titre d’autorités nationales compétentes auprès de l’AIEA et représentent le Canada au sein du Comité des normes sur la préparation et l’intervention en cas d’urgence de l’AIEA.

Outre Sécurité publique Canada, Santé Canada et la CCSN, d’autres organismes fédéraux ont des responsabilités en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire, comme il est décrit dans le PFUN, à savoir :

• le ministère de la Défense nationale et les Forces canadiennes, qui sont chargés de faire face aux situations d’urgence mettant en cause des navires étrangers propulsés par des réacteurs nucléaires et qui entrent dans les voies navigables canadiennes;
• Transports Canada, qui est responsable du Centre canadien d’urgence transport;
• Environnement et Changement climatique Canada, qui est chargé de fournir des services de modélisation atmosphérique au Groupe d’évaluation technique du PFUN, aux groupes scientifiques provinciaux et à l’AIEA dans le cadre de ses fonctions d’intervention en cas d’urgence, lesquelles vont de la modélisation atmosphérique de l’échelle locale à mondiale, y compris la modélisation de la dispersion et des trajectoires ainsi que la modélisation prospective et rétrospective, à titre de Centre météorologique régional spécialisé relevant de l’Organisation météorologique mondiale;
• Ressources naturelles Canada (RNCan), qui est chargé d’assurer des services de cartographie et de relevés radiologiques d’urgence, de fournir des conseils stratégiques et de coordonner les mesures fédérales en matière de responsabilité nucléaire;
• l’Agence de la santé publique du Canada, qui est responsable des questions de santé publique et qui est l’autorité nationale chargée de faire rapport à l’Organisation mondiale de la santé en vertu du Règlement sanitaire international.

Orientation à l’appui de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence

En plus des lois pertinentes, les diverses parties intéressées par la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire s’appuient sur un ensemble de règlements, de documents d’application de la réglementation, de normes et autres documents d’orientation qui servent à élaborer leurs divers plans et mesures d’urgence. Les paragraphes qui suivent décrivent certains des faits nouveaux survenus au cours de la période de référence dans ces domaines.

La CCSN a modifié le Règlement sur la radioprotection en 2017 pour tenir compte de la radioprotection des travailleurs d’urgence (voir l’alinéa 15a) pour plus de détails).

Enjeu 6RE E-5 pour le Canada issu de la sixième réunion d’examen de la CSN

« Mettre à jour les lignes directrices opérationnelles pour l’intervention d’urgence et les mesures de protection pour le public pendant et après des événements nucléaires et radiologiques graves. »

En juin 2018, à la suite d’une vaste consultation publique et de l’intégration des leçons tirées des situations d’urgence, Santé Canada a publié le document Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire, qui contient des lignes directrices à jour sur les mesures de protection publique. Ces mesures sont alignées sur les dernières recommandations de l’AIEA et de la CIPR et couvrent les mesures de protection du public (y compris le contrôle de l’exposition, le contrôle de l’ingestion, la surveillance des populations et la gestion médicale) et des travailleurs d’urgence hors site. Tel que mentionné précédemment, les provinces sont l’autorité compétente pour ce qui est des interventions hors site en cas d’urgence nucléaire, donc les lignes directrices révisées ont été intégrées aux plans d’urgence nucléaire des provinces de l’Ontario et du Nouveau‑Brunswick, ce qui assure une approche uniforme des mesures de protection parmi les divers ordres de gouvernement au Canada.

Les activités prévues pour répondre à l’enjeu 6RE E-5 sont terminées. Le Canada recommande que cette mesure soit close.

Le Canada a mis en place des mesures précises pour la phase de rétablissement après un accident. Au cours de la période de référence, le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire de l’Ontario, les plans de mise en œuvre des centrales nucléaires de Bruce, Darlington et Pickering et le Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale de Point Lepreau au Nouveau‑Brunswick ont été mis à jour. Ces plans d’urgence comprennent des dispositions visant à gérer la phase de rétablissement à la suite d’un accident.

Au cours de la période de référence, les parties provinciales intéressées en Ontario ont poursuivi l’élaboration d’un plan de surveillance et d’assurance concernant les rayonnements dans l’environnement, ainsi que des procédures et une formation connexes, qui seraient mises en œuvre en cas d’urgence pour éclairer les décisions concernant le contrôle de l’exposition par ingestion et la planification des activités de rétablissement.

Au cours de la période de référence, des mesures de rétablissement ont également été testées au Nouveau-Brunswick lors d’un exercice d’urgence. L’exercice Défi Synergy, d’une durée de deux jours à Point Lepreau, comprenait une journée complète pour tester la mise en œuvre des mesures de rétablissement rapide, exercer et évaluer les relevés hors site, y compris la surveillance environnementale post-accident, les centres d’accueil des personnes évacuées, la caractérisation des zones contaminées, la surveillance de l’assurance, les communications publiques et la gestion des interventions psychosociales dans la communauté. De plus amples renseignements sur cet exercice figurent à l’annexe 16.1f).

Le PFUN comprend également des mesures visant à gérer la phase de rétablissement au niveau fédéral s’il y a lieu. Voir l’annexe 16.1e).

Au cours de la période de référence, le Canada a poursuivi ses travaux concernant la rédaction d’orientations pour la phase de rétablissement post-accident.

La CCSN a participé à un certain nombre d’initiatives de préparation aux activités de rétablissement, y compris sa participation au programme Modélisation et données pour l’évaluation de l’impact radiologique de l’AIEA. Au cours de cette initiative, les groupes de travail ont étudié une variété de sujets, dont l’essai et la comparaison de modèles pour les rejets accidentels de tritium, ainsi que l’utilisation d’outils d’aide à la décision dans la phase d’intervention post-rejets pour appuyer la transition vers la phase de rétablissement.

En 2018, la CCSN a invité le public à présenter des commentaires sur le projet de REGDOC‑2.10.1, Gestion des urgences et protection-incendie, tome II : Cadre pour le rétablissement après une urgence nucléaire (produit en collaboration avec Santé Canada et Ressources naturelles Canada). Ce document décrit les pratiques exemplaires pour la préparation au rétablissement suivant un accident et fournit des exemples. Le public a été invité à formuler des commentaires, ce qu’ont fait diverses parties intéressées, dont le gouvernement fédéral et les gouvernements provinciaux. À la fin de la période de référence, la CCSN examinait les commentaires reçus.

Enjeu 6RE E-3 pour le Canada issu de la sixième réunion d’examen de la CSN

« Établir des lignes directrices pour le retour des personnes évacuées à la suite d’un accident et confirmer son acceptabilité publique. »

Des mesures précises de transition vers le rétablissement, par exemple autoriser le retour des personnes évacuées, seraient fondées sur une approche adaptative qui évoluerait avec l’avancement de la phase de rétablissement, conformément aux documents GSR Partie 3, GSR Partie 7 et GSG Partie 11 de l’AIEA. Le document de Santé Canada, Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgence nucléaire, recommande que les critères de retour des personnes évacuées comprennent la confirmation qu’il n’y a plus de menace de rejet de matières radioactives, que la situation qui a donné lieu à l’urgence est stable et que la dose résiduelle aux personnes qui retournent chez elles ne dépasse pas la limite supérieure de la fourchette de référence de la CIPR en ce qui a trait aux expositions (c.‑à‑d. 20 mSv/an). On peut s’appuyer sur ces orientations pour prendre des décisions concernant le retour des personnes évacuées, en tenant compte des conditions radiologiques et des circonstances sociales et autres après l’accident.

Afin d’établir l’acceptabilité publique de toute mesure, y compris le retour des personnes évacuées, les organisations qui gèrent la phase de rétablissement feront participer les collectivités touchées à l’élaboration de stratégies appropriées qui comprennent la revitalisation, le soutien et l’indemnisation.

Les activités prévues pour répondre à l’enjeu 6RE E-3 se poursuivront au cours de la prochaine période de référence. Le Canada recommande que cette mesure demeure ouverte.

16.1b) Plans d’urgence sur le site

Bien que la CCSN continuerait à exercer sa fonction de surveillance réglementaire des titulaires de permis au cours d’une urgence nucléaire, les titulaires de permis sont responsables de la préparation et de l’intervention sur le site en cas d’urgence. L’alinéa 6k) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I indique les renseignements concernant la préparation aux situations d’urgence qui doivent accompagner une demande de permis d’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I. Plus précisément, le demandeur doit décrire les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale, y compris les mesures visant à :

• aider les autorités extérieures à effectuer la planification et la préparation en vue de limiter les effets d’un rejet accidentel;
• aviser les autorités extérieures d’un rejet accidentel ou de l’imminence d’un tel rejet;
• aviser les autorités extérieures d’un rejet accidentel ou de l’imminence d’un tel rejet;
• aider les autorités extérieures informées à remédier aux effets d’un rejet accidentel;
• mettre à l’épreuve l’application des mesures pour éviter ou atténuer les effets d’un rejet accidentel.

La demande devrait décrire l’installation, les activités, les substances et les circonstances pour lesquelles il est proposé d’avoir recours aux plans d’urgence. Les plans d’urgence devraient également être à proportionnels à la complexité des projets en cause ainsi qu’à la probabilité et à la gravité potentielle des différents scénarios d’urgence associés à l’exploitation de l’installation.

Chaque permis d’exploitation de centrale nucléaire comprend une condition exigeant que le titulaire de permis mette en œuvre un programme de préparation aux urgences afin de s’assurer qu’il est en mesure d’exécuter son plan d’urgence sur le site. Les plans et les programmes de préparation aux urgences sont mis à jour et peaufinés tout au long de la vie de la centrale nucléaire, au fur et à mesure que de nouvelles exigences se manifestent, ou pour tenir compte des conditions changeantes, de l’expérience en exploitation et des lacunes décelées. La CCSN évalue les programmes de préparation aux urgences des titulaires de permis et elle inspecte leurs exercices et manœuvres d’urgence. Bien que les programmes aient mûri et soient tenus à jour, le personnel de la CCSN a constaté que les titulaires de permis de centrale nucléaire au Canada cherchent activement des moyens d’améliorer continuellement leurs programmes de préparation aux situations d’urgence.

La CCSN a publié la mise à jour du REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2, en février 2016. De plus, le Groupe CSA a révisé la norme N1600, Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires en mars 2016, et cette nouvelle version traite des leçons tirées de l’accident de Fukushima. Les titulaires de permis poursuivront la mise en œuvre de ces deux nouveaux documents au cours de la prochaine période de référence.

Le plan d’urgence de chaque titulaire de permis est propre à son site et à son organisation. Cependant, tous les plans d’urgence possèdent plusieurs éléments en commun :

• la documentation du plan d’urgence;
• la base de planification des mesures d’urgence;
• la qualification et la sélection du personnel;
• les organismes de préparation et d’intervention en cas d’urgence;
• les niveaux de dotation en personnel;
• la formation, les manœuvres et les exercices d’intervention en cas d’urgence;
• l’installation et l’équipement de secours;
• les procédures d’urgence;
• l’évaluation de la capacité d’intervention en cas d’urgence;
• l’évaluation des accidents;
• l’activation et la fin des interventions d’urgence;
• la protection du personnel et de l’équipement de l’installation;
• les accords d’interface avec les organisations hors site;
• les ententes conclues avec d’autres organismes ou parties pour obtenir de l’aide;
• le programme de rétablissement;
• le programme d’information publique;
• le programme d’éducation du public.

Une description des plans d’urgence sur le site en place à chaque centrale nucléaire est fournie à l’annexe 16.1b).

16.1c) Attentes en matière de préparation aux urgences dans le cas des projets de nouvelle centrale nucléaire

La CCSN s’attache à établir des exigences et des attentes en matière de préparation aux urgences pour les projets de nouvelle centrale nucléaire. Le REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, précise que les facteurs suivants concernant la population et la planification des mesures d’urgence doivent être pris en considération lorsqu’on évalue un site proposé en regard des objectifs de sûreté :

• la base de planification décrite dans le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2;
• la densité, les caractéristiques et la répartition de la population à l’intérieur de la zone de planification des mesures d’urgence, un accent particulier étant mis sur la densité et la répartition de la population actuelle et prévue dans la zone, y compris les populations résidentes et les populations transitoires (remarque : ces données doivent être tenues à jour pendant le cycle de vie de l’installation dotée de réacteurs);
• l’utilisation actuelle et future des terres et des ressources;
• les caractéristiques physiques du site qui pourraient nuire à l’élaboration et à la mise en œuvre des plans d’urgence (p. ex., la capacité de livrer du carburant en temps opportun pour les génératrices de secours);
• les populations, y compris les populations vulnérables, à proximité de l’installation dotée de réacteurs, qui sont ou peuvent devenir difficiles à évacuer ou à abriter (p. ex., écoles, prisons, hôpitaux);
• la capacité de maintenir les activités liées à la population et à l’utilisation des terres dans la zone de planification des mesures d’urgence à des niveaux qui n’empêchent pas la mise en œuvre des plans d’urgence.

Les zones de planification des mesures d’urgence comprennent les zones situées au‑delà de la zone d’exclusion qui devraient être prises en compte pour ce qui est de la mise en œuvre des mesures d’urgence et qui sont établies par la province ou le territoire et sont sous le contrôle de la région ou de la municipalité.

Au Canada, l’expression « zone d’exclusion » désigne une parcelle de terrain qui relève de l’autorité légale du titulaire de permis, qui est située à l’intérieur ou autour d’une installation nucléaire et où on ne retrouve aucune habitation permanente. Le demandeur d’un permis propose l’étendue de la zone d’exclusion et il doit démontrer qu’il a tenu compte des doses efficaces, en état d’exploitation normale et en cas d’accident, des menaces de référence (sécurité) et des besoins en matière de préparation aux urgences.

Avant de soumettre la demande de permis pour la préparation de l’emplacement, le demandeur doit confirmer auprès des municipalités environnantes et de la province, du territoire et des états ou pays voisins touchés que la mise en œuvre de leurs plans d’urgence et des mesures de protection connexes tiendront compte du cycle de vie du projet proposé. Les discussions sur la préparation des plans doivent porter sur les aspects suivants :

• l’intervention sur le site, y compris la capacité d’amener sur le site de l’équipement se trouvant hors site;
• la capacité du personnel du titulaire de permis hors site de communiquer avec le site et d’y accéder en cas de catastrophe;
• l’intervention hors site et la façon dont elle est coordonnée entre le titulaire de permis et les organismes fédéraux, provinciaux et municipaux qui prennent part aux mesures et interventions d’urgence;
• la façon dont le titulaire de permis assurera la coordination avec les organismes de réglementation;
• la façon dont le titulaire de permis interviendra et assurera la coordination avec les fournisseurs de services d’urgence (services d’incendie, ambulances, hôpitaux, carburant, nourriture, etc.).

Le demandeur doit documenter la stratégie et le processus en vue d’une consultation bidirectionnelle efficace et continue avec les organismes de gestion des urgences touchés par les activités du site tout au long du cycle de vie du projet. Les organismes de gestion des urgences comprennent les organismes de sécurité qui participent à l’élaboration du rapport d’évaluation des menaces et des risques dans le choix de l’emplacement.

La CCSN inclut ces aspects concernant la préparation aux situations d’urgence dans les exigences des permis de construction et d’exploitation de réacteurs de puissance, pour lesquels les documents d’application de la réglementation suivants s’appliquent également :

• REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2;
• REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté;
• REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires;
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteur : Centrales nucléaires;
• REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2.

Les critères additionnels spécifiques que l’on retrouve dans ces REGDOC et dont il faut tenir compte à l’étape de la conception et de la construction sont les suivants :

• la conception de l’enceinte de confinement laisse suffisamment de temps pour la mise en œuvre des procédures d’urgence hors site;
• la conception et la fonctionnalité de la salle de commande principale, de la salle de commande auxiliaire et des installations d’intervention d’urgence facilitent de façon fiable toutes les opérations et le soutien requis pour les mesures d’urgence sur le site et hors site;
• les caractéristiques de conception et l’équipement nécessaire à la surveillance de l’environnement après un accident sont robustes et fiables;
• l’analyse des dangers définit les exigences en matière de planification et de coordination des mesures d’urgence, afin d’atténuer efficacement les dangers;
• l’EPS sert à évaluer la pertinence de la gestion des accidents et des procédures d’urgence.

16.1d) Plans d’urgence hors site des provinces et des territoires

Les gouvernements provinciaux et territoriaux sont responsables de la santé et de la sécurité publiques, ainsi que de la protection des biens et de l’environnement sur leur territoire. Par conséquent, ce sont eux qui assument la responsabilité première de la mise en place des dispositions nécessaires pour intervenir en cas d’urgence nucléaire pouvant avoir des incidences hors site. Pour ce faire, ils adoptent des lois et fournissent des directives aux municipalités où se trouvent les centrales nucléaires. Les structures administratives de ces gouvernements comprennent habituellement une organisation des mesures d’urgence, ou l’équivalent, pour faire face à une grande gamme d’urgences, réelles ou potentielles, conformément à des plans et procédures établis. Les provinces maintiennent des centres d’opérations d’urgence dont le rôle consiste à coordonner les mesures de protection du public et à fournir de l’information aux médias. De plus, les gouvernements provinciaux coordonnent le soutien des titulaires de permis, du gouvernement du Canada et des ministères et organismes de tous les ordres de gouvernement pendant leurs activités de préparation et d’intervention.

Le septième rapport canadien mentionnait la modification éventuelle du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui exigerait que le demandeur de permis soumette les plans d’urgence provinciaux et municipaux hors site applicables à son installation. Cependant, l’examen post-Fukushima, les améliorations subséquentes aux plans d’urgence hors site et l’exhaustivité des orientations actuelles à l’intention des demandeurs de permis ont rendu inutile une telle modification du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Chaque province et territoire a sa propre structure de gestion des urgences, et ses propres plans provinciaux d’intervention en cas d’urgence nucléaire, qui contiennent plus d’information sur des domaines particuliers relevant de la responsabilité provinciale et qui décrivent en détail les composantes nécessaires pour intervenir en cas de divers événements radiologiques. En Ontario, cela est décrit dans le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire, et au Nouveau-Brunswick dans le Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale nucléaire de Point Lepreau, ces deux plans ayant été mis à jour pendant la période de référence. Les modifications proposées au cours de ces révisions comprenaient des dispositions concernant le rétablissement post-accident et la mise à jour des zones de planification en Ontario, en fonction d’un examen de la base de planification.

Les provinces déterminent les besoins et dirigent la mise en œuvre des mesures de protection qui comprennent, entre autres :

• les abris;
• l’évacuation;
• l’ingestion de comprimés d’iodure de potassium (KI);
• les mesures de contrôle de l’ingestion.

Les provinces s’assurent également que des ententes sont prises pour :

• faciliter la disponibilité de comprimés de KI;
• établir des centres d’accueil et d’évacuation pour accueillir les personnes évacuées (installations généralement maintenues directement au niveau municipal);
• établir des centres pour les travailleurs d’urgence afin d’assurer leur radioprotection (installations généralement maintenues directement au niveau municipal).

Les plans définissent également les responsabilités et les mesures générales à prendre afin de gérer la phase de rétablissement post-accident.

Dans le but de faciliter un soutien fédéral opportun aux provinces, des annexes provinciales au PFUN ont été élaborées par Santé Canada et les autorités provinciales compétentes. Ces annexes décrivent les arrangements particuliers entre le PFUN et les plans nucléaires provinciaux, y compris les liens entre les structures d’urgence fédérales, provinciales et territoriales.

Les principaux points des plans d’urgence nucléaire hors site des provinces où se trouvent des centrales nucléaires sont présentés à l’annexe 16.1d). Des renseignements supplémentaires sur chaque plan provincial, y compris les zones de planification, l’évaluation des événements, l’avertissement du public et les mesures de protection, sont disponibles à l’appendice B du Rapport national du Canada pour la deuxième réunion extraordinaire de la Convention sur la sûreté nucléaire.

Distribution d’agents de blocage thyroïdien

Le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, de la CCSN, exige des titulaires de permis qu’ils fournissent les ressources et le soutien nécessaires aux autorités provinciales et régionales pour assurer la distribution préalable d’une quantité suffisante d’agents de blocage thyroïdien (p. ex., des comprimés d’iodure de potassium, aussi appelés comprimés de KI) ou leur entreposage au besoin dans un lieu central. Il s’agit à la fois de distribuer au préalable des comprimés de KI à toutes les résidences, entreprises et institutions situées dans la zone désignée de planification de l’exposition au panache (habituellement de 8 à 16 km de la centrale nucléaire), et d’assurer la disponibilité de stocks suffisants de comprimés de KI dans la zone désignée de contrôle de l’ingestion (habituellement de 50 à 80 km de la centrale nucléaire). Au Nouveau-Brunswick, les comprimés de KI sont distribués au préalable dans un rayon de 20 km, la dernière distribution de nouveaux comprimés de KI ayant eu lieu en 2015. En Ontario, les comprimés de KI sont distribués au préalable dans la zone de planification détaillée (nominalement dans un rayon de 10 km de la centrale nucléaire) et stockés dans la zone de planification de l’ingestion (habituellement dans un rayon de 50 km de la centrale nucléaire).

Au cours de la période de référence, tous les titulaires de permis de centrale nucléaire ayant des réacteurs en exploitation ont travaillé en étroite collaboration avec les fonctionnaires de leur administration régionale respective en ce qui concerne la distribution de comprimés de KI. L’achat et la distribution préalable de comprimés de KI dans les zones entourant les centrales nucléaires d’OPG et de Bruce A et B ont été terminés à la fin de 2015. La distribution préalable de comprimés de KI aux résidents dans la zone spécifique de la centrale de Point Lepreau est en place depuis 1982.

Jusqu’à présent, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont été responsables de la distribution préalable et du stockage de près de 8,8 millions de comprimés de KI dans les zones entourant leurs installations. Outre la distribution préalable de ces comprimés, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont également lancé une campagne d’éducation visant à informer le public sur la disponibilité et l’utilisation des comprimés de KI au moyen d’une combinaison de sites Web, de dépliants et de diverses présentations au public.

16.1e) Plans fédéraux en cas d’urgence

La planification et la préparation aux urgences effectuées par le gouvernement du Canada, ainsi que les mesures d’intervention qu’il prend dans de tels cas, reposent sur une approche « tous risques ». La Loi sur la gestion des urgences établit l’orientation politique générale et définit les responsabilités globales de Sécurité publique Canada et de tous les autres ministères du gouvernement fédéral et de leurs ministères ou organismes respectifs. Elle énonce la portée des activités en matière de préparation aux urgences au niveau fédéral pour couvrir les quatre piliers de la gestion des urgences, soit l’atténuation, la préparation, l’intervention et le rétablissement. Le ministre de la Sécurité publique a de nombreuses responsabilités concernant la préparation, l’entretien, les essais et la mise en œuvre des plans d’urgence. Il s’agit entre autres d’établir les politiques, de conseiller les institutions gouvernementales, d’analyser et d’évaluer les plans de gestion des urgences préparés par les institutions gouvernementales, de surveiller les urgences potentielles, imminentes et réelles, de coordonner l’intervention du gouvernement du Canada, de coordonner les interventions fédérales et provinciales, de conclure des ententes avec chaque province, de sensibiliser le public aux questions relatives à la gestion des urgences et de mener une recherche ciblée sur la gestion des urgences.

En appui à ce rôle, Sécurité publique Canada a préparé le PFIU selon l’approche « tous risques » afin de régler les questions de gouvernance et de coordination des entités fédérales et d’appuyer les provinces et les territoires. Le PFIU vise à harmoniser les mesures prises en cas d’urgence au niveau fédéral avec celles prises par les gouvernements des provinces et des territoires, par les organismes non gouvernementaux et par le secteur privé, grâce à des processus et mécanismes qui facilitent une réponse intégrée. Le PFIU décrit les processus et les mécanismes visant à faciliter une intervention intégrée du gouvernement du Canada en cas d’urgence et à éliminer la nécessité pour les institutions fédérales de coordonner une intervention plus vaste du gouvernement du Canada. Il comporte des composantes nationales et régionales qui établissent un cadre d’intégration efficace des efforts à la fois horizontalement et verticalement dans l’ensemble de l’appareil fédéral. Le PFIU définit les principales fonctions de soutien en cas d’urgence, qui sont les fonctions les plus fréquemment utilisées pour fournir un soutien fédéral aux provinces et aux territoires ou une aide d’une institution fédérale à une autre pendant une urgence. La gouvernance du PFIU est assurée par la structure du Comité des sous-ministres adjoints sur la gestion des urgences, dirigé par Sécurité publique Canada.

Bien que le leadership en matière de gestion des urgences relève du ministre fédéral de la Sécurité publique, l’article 6 de la Loi sur la gestion des urgences énonce les responsabilités des autres ministères fédéraux. La coordination de la planification et de l’intervention fédérales en cas d’urgence nucléaire a été expressément déléguée au ministre de la Santé. Compte tenu de la complexité et de la nature hautement technique des urgences nucléaires, il est nécessaire de prendre des dispositions en matière de planification, de préparation et d’intervention qui sont propres à chaque type de risque, lesquelles s’ajoutent aux dispositions tous risques. Le Bureau de la protection contre les rayonnements de Santé Canada administre le PFUN exhaustif, celui-ci étant intégré au PFIU sous forme d’annexe, afin de coordonner la réponse du gouvernement du Canada sur le plan technique et de fournir un soutien aux provinces et territoires du Canada en ce qui concerne la gestion des conséquences radiologiques de toute urgence au Canada, dans un pays transfrontalier ou ailleurs sur la planète. Le PFUN se veut le complément des plans analogues d’urgence nucléaire des autres autorités au Canada et à l’étranger.

Le PFIU et le PFUN ont été mis à jour en 2011 et 2014, respectivement, afin de tenir compte des leçons tirées de l’accident de Fukushima. Ces plans fédéraux font l’objet d’un examen périodique afin de déterminer si des mises à jour sont nécessaires pour s’assurer qu’ils demeurent adaptés aux fins prévues.

Le PFUN décrit les rôles et les responsabilités des ministères et organismes fédéraux ainsi que les mesures qu’ils devraient prendre pour gérer et coordonner l’intervention au niveau fédéral lors d’urgences nucléaires, en se fondant sur les scénarios prévus dans le plan et en axant les efforts pour fournir un soutien technique coordonné en vue de gérer les conséquences radiologiques. Au total, 18 ministères et organismes fédéraux participent au PFUN dont Santé Canada, Sécurité publique Canada, la CCSN, Environnement Canada, l’Agence de la santé publique du Canada, Affaires mondiales Canada, RNCan et Transports Canada. EACL et les LNC fournissent un soutien technique au PFUN. Tous les ministères et organismes sont responsables de l’élaboration, de la mise à jour et de la mise en œuvre des plans d’intervention d’urgence propres à leur organisation, plans qui sont conformes aux objectifs du PFIU et du PFUN et les appuient. (Certains de ces plans particuliers sont décrits ci‑dessous.)

Santé Canada appuie le PFUN par l’entremise de son Comité interministériel de coordination de la gestion des urgences radiologiques et nucléaires et du Comité fédéral / provincial / territorial de coordination de la gestion des urgences radiologiques et nucléaires. Le Comité interministériel est intégré à l’ensemble de la planification tous risques du gouvernement fédéral par l’entremise du Comité des sous-ministres adjoints sur la gestion des urgences. Les deux comités offrent une tribune pour l’échange d’information et l’élaboration de plans et de projets conjoints visant à améliorer la gestion des urgences nucléaires (p. ex., mises à jour aux procédures d’exploitation normalisées et aux documents d’évaluation technique) au niveau fédéral et au sein des administrations fédérales et provinciales. Ils fournissent également des conseils et de l’aide aux autorités responsables de la gestion des urgences nucléaires. Au cours de la période de référence, les sujets étudiés par les comités comprenaient un programme de formation et d’exercices du PFUN, l’élaboration d’une stratégie d’exercices nucléaires, la révision des annexes provinciales du PFUN et la mission canadienne EPREV prévue en juin 2019. La gouvernance assurée par le PFIU et le PFUN permet aux différentes instances et organisations qui sont responsables de certains aspects de la préparation en cas d’urgence nucléaire (les administrations municipales, les gouvernementaux provinciaux, le titulaire de permis et les ministères et organismes fédéraux) de remplir leurs responsabilités d’une manière coopérative, complémentaire et coordonnée. Les annexes provinciales du PFUN décrivent les interfaces entre le gouvernement du Canada et les organismes provinciaux de gestion des urgences des provinces où se trouvent des centrales nucléaires en exploitation ou des ports accueillant des navires étrangers propulsés par des réacteurs nucléaires.

Les annexes provinciales du PFUN pour l’Ontario et le Nouveau-Brunswick ont été finalisées et approuvées en 2015 et 2017, respectivement. Les deux annexes ont été mises à l’essai dans le cadre d’une série d’exercices tout au long de la période de référence, et les leçons tirées ont été prises en compte dans les mesures de suivi axées sur l’élaboration de procédures et d’arrangements opérationnels plus détaillés.

L’annexe 16.1e) donne plus de renseignements sur les dispositions du PFUN.

En plus de gérer le PFUN, le Bureau de la radioprotection de Santé Canada a en place un agent de service 24 heures par jour, 7 jours par semaine, qui reçoit les notifications relatives à toute situation d’urgence nucléaire, active les dispositions du PFUN et préside le Groupe d’évaluation technique du PFUN.

Santé Canada a conclu un protocole d’entente avec le Centre de prévision météorologique et environnementale du Canada d’Environnement et Changement climatique Canada afin de fournir une série d’outils de modélisation atmosphérique pour la gestion des urgences nucléaires. Pour ce qui est des urgences nucléaires ayant un impact transfrontalier, des accords ont été conclus avec les États‑Unis. Ces accords bilatéraux aux niveaux régional et national. Par exemple, Santé Canada a rédigé un Énoncé d’intention avec le département américain de l’Énergie concernant la gestion des urgences nucléaires et radiologiques et les capacités d’intervention en cas d’incident. Cette entente bilatérale favorise l’entraide et la collaboration entre les deux pays.

Plans d’urgence des ministères et organismes fédéraux

Conformément à la Loi sur la gestion des urgences, chaque organisation fédérale doit tenir à jour ses propres plans pour tous les dangers et les événements particuliers qui s’intègrent au PFIU et au PFUN, et appuyer leurs mandats, rôles et responsabilités en cas d’intervention d’urgence, dans le cadre du système global de gestion des urgences.

D’autres organismes fédéraux ont des fonctions importantes particulières en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire, en vertu du PFUN : l’Agence de la santé publique du Canada, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), Transports Canada, Environnement et Changement climatique Canada (ECCC), Ressources naturelles Canada (RNCan), le ministère de la Défense nationale et les Forces canadiennes (MDN/FC), et l’Agence canadienne d’inspection des aliments (ACIA). Plusieurs autres organisations fédérales jouent un rôle de soutien. On s’attend à ce que toutes les organisations participant au PFUN élaborent, maintiennent ou mettent à jour des plans, des procédures et des capacités conformes à leurs responsabilités décrites en détail dans le PFUN.

La CCSN a son propre plan des mesures d’urgence nucléaire qui définit clairement ses responsabilités dans le cadre du PFUN et qui lui permet de s’en acquitter. La CCSN participe directement aux activités de planification des mesures d’urgence avec d’autres organismes centraux participant au PFUN. La CCSN participe également à certains exercices pour s’entraîner à s’acquitter de ses propres responsabilités en cas d’urgence. En cas d’urgence, la CCSN poursuit sa surveillance réglementaire du ou des titulaires de permis concernés. La CCSN fournit aussi une expertise à titre consultatif pour la gestion des interventions d’urgence. De plus, la CCSN a mis en place un programme de gestion des urgences nucléaires bien élaboré et mature qui est fondé sur son plan des mesures d’urgence. L’annexe 16.1e) décrit en détail le rôle de la CCSN dans la préparation aux situations d’urgence.

Au cours de la période de référence, les titulaires de permis de centrale nucléaire ont établi des liens avec le centre des mesures d’urgence de la CCSN afin de permettre le transfert automatisé en ligne des données des centrales en cas d’urgence, ce qui améliorera la capacité de la CCSN à assumer ses responsabilités de surveillance et de consultation en cas d’urgence nucléaire. Des précisions à ce sujet figurent à l’annexe 16.1e).

Santé Canada et l’Agence de la santé publique du Canada maintiennent un plan tous risques, le Plan d’intervention d’urgence du portefeuille de la Santé, qui décrit son cadre d’intervention pour une gamme d’urgences qui pourraient avoir une incidence sur la santé publique. Il comprend une annexe portant expressément sur les urgences nucléaires à l’appui du PFUN.

D’autres ministères et organismes fédéraux élaborent également leur propre plan des mesures d’urgence nucléaire. Ainsi, Transports Canada administre la Loi sur le transport des marchandises dangereuses (1992) et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses, et dirige le Centre canadien d’urgence transport pour s’assurer que les substances dangereuses sont transportées de façon sécuritaire et aider le personnel d’intervention en cas d’urgence à faire face aux urgences connexes, y compris celles qui mettent en cause des substances nucléaires. Lorsque survient une urgence ou un incident mettant en cause des substances nucléaires, Transports Canada et la CCSN œuvrent de concert en conformité avec le PFUN, les lois fédérales pertinentes et les dispositions administratives officielles.

16.1f) Formation, manœuvres et exercices d’intervention en cas d’urgence

Tous les ordres de gouvernement au Canada participent à des programmes d’exercices d’urgence nucléaire, selon des cycles récurrents. Ces programmes d’exercices comportent un processus d’amélioration continue dans le cadre duquel les organismes d’intervention fédéraux, provinciaux et locaux produisent des rapports après chaque exercice et élaborent des plans d’action de la direction afin d’intégrer les leçons apprises dans les exercices futurs et les mises à jour des plans.

Les exercices d’urgence permettent de confirmer que les dispositions sur le site et hors site prévues dans les plans d’intervention en cas d’urgence nucléaire peuvent être mises en œuvre de façon adéquate. Les manœuvres d’urgence sont conçues de façon à offrir des occasions de formation permettant d’améliorer les compétences des personnes visées à intervenir en cas d’urgence et à préserver la santé et la sécurité du public en cas d’accident dans une installation nucléaire autorisée. Les exercices d’urgence servent à tester le partage de l’information et à s’assurer que tous les efforts d’intervention sont coordonnés et communiqués efficacement.

La fréquence des exercices d’urgence aux centrales nucléaires est définie dans le REGDOC‑2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 1, de la CCSN. Le REGDOC-2.10.1 précise que les titulaires de permis sont directement responsables de la formation de leurs employés et de les faire participer à des exercices d’urgence, et qu’il leur incombe également de constituer des équipes d’urgence composées de personnes qualifiées. Un calendrier d’exercices et de manœuvres d’urgence est établi tous les ans afin que tous les intervenants, y compris leurs remplaçants, aient la possibilité de mettre en pratique régulièrement les compétences requises. Tous les objectifs relatifs aux exercices d’urgence sont mis en jeu sur une période de cinq ans, et un exercice d’urgence de grande envergure est mené tous les trois ans.

Des membres du personnel de la CCSN évaluent les exercices d’urgence de grande envergure menés aux centrales nucléaires afin de s’assurer que les titulaires de permis gèrent et mettent en œuvre de façon efficace leurs plans des mesures d’urgence (notamment les dispositions se rapportant aux activités sur le site). Trois exercices de ce type ont été évalués au cours de la période de référence. Les énoncés suivants donnent un sommaire des conclusions de la CCSN :

• Bruce‑A et Bruce‑B (exercice Huron Resolve, octobre 2016) : Bruce Power a démontré avec rigueur sa préparation et son intervention en cas d’urgence lors d’un exercice de grande envergure de 5 jours.
• Pickering (exercice Unified Control, décembre 2017) : OPG a démontré avec succès son état de préparation et son interopérabilité avec les organismes gouvernementaux et les collectivités locales pour intervenir en cas d’événement grave.
• Point Lepreau (exercice Défi Synergy, octobre 2018) : Énergie NB et les organismes hors site ont démontré avec succès leur état de préparation aux situations d’urgence, leur interopérabilité et leur capacité d’intervenir en cas d’accident grave simulé. Cet exercice a démontré de manière probante qu’Énergie NB, la province du Nouveau-Brunswick et les principaux organismes régionaux et fédéraux sont prêts à réagir efficacement ensemble. Il a aussi démontré que les opérations de rétablissement hors site peuvent être menées rapidement à la suite d’une simulation de rejet.

L’annexe 16.1f) présente plus de détails au sujet de ces exercices.

Les municipalités, les provinces, la CCSN et d’autres organismes fédéraux peuvent également participer aux exercices avec les titulaires de permis de centrale nucléaire (dans une certaine mesure), selon la portée et les objectifs de ces exercices. La CCSN participe à certains exercices d’urgence pour s’entraîner à s’acquitter de ses propres responsabilités en cas d’urgence et pour s’assurer que les lignes de communication sont en place et prêtes à être utilisées. Santé Canada participe fréquemment à des exercices avec des composantes hors site pour fournir un soutien à la province conformément aux annexes provinciales du PFUN. D’autres ministères fédéraux peuvent aussi y participer.

Santé Canada a un programme quinquennal et évolutif d’exercices pour le PFUN qui comporte différents types d’exercices. Ce programme comprend des événements et des exercices clés prévus dans le cadre du PFUN, ainsi qu’un calendrier quinquennal mobile de formation et d’événements dans le secteur nucléaire, qui est partagé avec le Groupe de travail fédéral sur les exercices de Sécurité publique Canada, pour qu’il soit inclus dans un calendrier national des exercices tous dangers. Le PFUN recommande la tenue d’un exercice intergouvernemental à grande échelle, en général tous les sept ans, plus ou moins un an.

Au cours de la période de référence, les comités de coordination de la gestion des urgences du PFUN ont élaboré une nouvelle stratégie d’exercices, dans le but de fournir un cadre pour un programme durable et efficace d’exercices nucléaires regroupant les différents ordres de gouvernement. La stratégie a été approuvée en février 2017 et s’intégrera au programme national d’exercices de Sécurité publique Canada, ainsi qu’aux programmes d’exercices provinciaux. L’un des grands principes de cette stratégie est la tenue d’un Exercice de priorité nationale, tous les sept ans, auquel participeraient de multiples organismes de toutes les administrations et la haute direction, afin de prendre des décisions à tous les niveaux. Des exercices à plus petite échelle se dérouleraient régulièrement entre les exercices de priorité nationale. La formation et les exercices d’urgence menés pendant la période de référence sont décrits plus en détail à l’annexe 16.1f).

16.1g) EPREV

En février 2017, Santé Canada a invité l’AIEA à entreprendre un examen de l’état de préparation aux situations d’urgence (EPREV, pour Emergency Preparedness Review) pour les installations de catégorie 1 (centrales nucléaires) au Canada. Conformément aux lignes directrices de l’EPREV, le Canada a entrepris une auto-évaluation de ses dispositions en matière de préparation aux situations d’urgence par rapport à la norme de sûreté GSR Partie 7 de l’AIEA et l’a soumise à l’AIEA en janvier 2018, avec une mise à jour présentée en janvier 2019. À la suite de la présentation de l’auto-évaluation, l’AIEA a accepté l’invitation du Canada d’accueillir un examen EPREV, et une réunion préparatoire a eu lieu en mai 2018. La composition de l’équipe d’examen EPREV a été établie à la fin de 2018. Une auto-évaluation à jour et des documents de référence détaillés ont été fournis aux membres de l’AIEA et de l’équipe d’examen en mars 2019. La mission est prévue pour juin 2019 et réunira une fourchette d’intervenants fédéraux, provinciaux et municipaux intéressés par la préparation et l’intervention en cas d’urgence, ainsi que les titulaires de permis de centrale nucléaire. Elle mettra l’accent sur les dispositions à prendre en cas d’urgence aux installations nucléaires de catégorie I, y compris les centrales nucléaires de l’Ontario et du Nouveau-Brunswick.

16.2 Information du public et des pays étrangers

16.2a) Mesures prises pour informer le public en cas d’urgence nucléaire nationale

Comme il est décrit à l’alinéa 9c), les titulaires de permis de centrale nucléaire ont mis en œuvre des programmes de divulgation publique qui répondent aux exigences du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques. L’information à être divulguée comprend l’impact d’événements naturels (comme les séismes), les rejets normaux ou anormaux de matières radioactives ou dangereuses dans l’environnement et les événements imprévus, y compris ceux qui entraînent un dépassement des limites réglementaires. Ces exigences couvrent par conséquent les accidents graves. En cas d’urgences qui surviennent dans les installations nucléaires autorisées, l’exploitant autorisé et la CCSN fournissent des renseignements sur les conditions sur le site.

En ce qui concerne les urgences nucléaires au Canada, chaque ordre de gouvernement ainsi que l’installation nucléaire sont chargés de fournir aux médias des renseignements sur les aspects de l’intervention d’urgence qui relèvent de leurs champs de compétences propres. Il incombe toutefois aux provinces de fournir, à l’intention des personnes touchées, des messages détaillés sur les mesures de protection. Les provinces informent toutes les parties intéressées concernées avant de diffuser les bulletins d’urgence au public, ce qui se fait par le biais de la radio, de la télévision et des médias sociaux.

Le PFIU prévoit une fonction de soutien d’urgence pour les communications au niveau fédéral. Le Groupe fédéral de coordination des communications publiques, dirigé par Sécurité publique Canada, et en collaboration avec les provinces ou les territoires, coordonne l’intervention du gouvernement fédéral en matière de communications avec le public, les médias et les parties intéressées touchées (y compris les parties intéressées du secteur privé). Les institutions du gouvernement fédéral fournissent des renseignements à ce groupe, en fonction de leurs mandats.Le gouvernement fournit des communications dans les domaines relevant de la compétence fédérale (p. ex., des renseignements destinés aux travailleurs fédéraux se trouvant dans les zones touchées). L’administrateur en chef de la santé publique de l’Agence de la santé publique du Canada (ASPC) est le principal porte-parole des communications fédérales concernant les conséquences sur la santé publique hors site.

Pour appuyer les activités du groupe fédéral des communications, le PFUN dispose d’un groupe de soutien aux communications chargé d’élaborer des produits de communication en cas d’urgence nucléaire ou d’y apporter une contribution technique. Ces produits traitent de divers sujets, notamment l’information technique sur l’urgence, les résultats de la surveillance et l’évaluation des répercussions. Les porte-parole du gouvernement fédéral en ce qui concerne le PFUN présentent la position fédérale sur l’urgence nucléaire, selon les questions spécifiques soulevées et en coordination avec les centres d’information provinciaux.

Outre les porte-parole fédéraux, d’autres employés des affaires publiques fédérales peuvent être affectés aux centres d’information provinciaux et territoriaux, lorsque ces derniers sont établis, afin de les aider à coordonner l’information aux médias et au public. Pour ce qui est des communications internationales, Affaires mondiales Canada (AMC) fournira des conseils et de l’information dans des messages pangouvernementaux concernant les aspects internationaux d’une crise, conformément à la fonction d’intervention d’urgence d’AMC en vertu du PFIU. AMC agira aussi comme canal central pour les communications officielles avec les résidents des États étrangers et des organismes internationaux au Canada, y compris les missions diplomatiques étrangères.

16.2b) Accords internationaux, y compris ceux conclus avec les pays voisins

Le Canada participe au système de notification de l’Échelle internationale des événements nucléaires (INES) qui est administré par l’AIEA. Il maintient d’excellentes relations avec les États-Unis à l’égard du partage de l’expertise en matière de préparation aux urgences. En outre, le Canada a signé l’accord international suivant relatif aux interventions en cas d’urgence et il a ratifié les deux conventions qui sont mentionnées ci‑dessous.

Déclaration d’intention entre Santé Canada et le département de l’Énergie des États‑Unis

Santé Canada et la National Nuclear Security Administration du département de l’Énergie des États-Unis ont élaboré une déclaration d’intention soutenant les capacités conjointes du Canada et des États-Unis en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Elle est appuyée par des réunions annuelles de coordination entre Santé Canada et le département de l’Énergie des États‑Unis, afin de déterminer les domaines où la coordination et la coopération, y compris le partage de l’information et l’assistance mutuelle, seraient bénéfiques aux programmes et aux capacités de gestion des urgences nucléaires, et d’élaborer des stratégies en ce sens.

Convention sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique

Le Canada est l’un des signataires de la Convention sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique (1986) élaborée sous les auspices de l’AIEA, qui prévoit un cadre international de coopération entre les pays et l’AIEA afin de faciliter l’apport d’une aide et d’un soutien rapides en cas d’accident nucléaire ou d’urgence radiologique. Selon l’entente, les pays doivent faire connaître à l’AIEA leurs experts disponibles et l’équipement ou le matériel dont ils disposeraient pour apporter leur aide. En cas de demande d’aide de la part d’un pays touché, chaque pays décide s’il est en mesure de fournir l’aide demandée. L’AIEA sert de point central pour une telle coordination en acheminant les renseignements, en soutenant les efforts déployés et en offrant ses services disponibles. L’entente énonce les modalités relatives aux demandes d’aide et définit la façon de l’accorder, de la diriger et de la contrôler, ainsi que la façon dont elle prendra fin. Depuis 2012, en appui à la Convention, Santé Canada et EACL ont enregistré leurs capacités de biodosimétrie radiologique auprès du Réseau d’intervention et d’aide (RANET) de l’AIEA. La CCSN a également enregistré sa capacité d’analyse des accidents touchant les centrales nucléaires dans le cadre du RANET en 2016. Santé Canada participe aux réunions techniques du RANET afin d’examiner et de mettre à jour les lignes directrices du RANET, le cas échéant, et d’échanger de l’expérience sur les modalités pratiques d’activation et de déploiement des capacités nationales d’aide, comme la surveillance radiologique, en réponse à des incidents et à des urgences nucléaires ou radiologiques.

Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire

Le Canada est l’un des signataires de la Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire (1986) élaborée sous les auspices de l’AIEA, qui prévoit un système de notification en cas d’accident nucléaire susceptible d’entraîner des rejets transfrontaliers pouvant avoir une importance sur le plan de la sûreté radiologique pour un autre pays. Le moment et le lieu de l’accident, les rejets de matières radioactives et les autres données essentielles pour évaluer la situation doivent être rapportés à l’AIEA, directement, et à d’autres pays, directement ou par l’entremise de l’AIEA. À l’appui de cette Convention, Santé Canada fournit des données en temps réel obtenues de son Réseau de surveillance radiologique en poste fixe au Système international d’information sur le contrôle radiologique (IRMIS). Au cours de la période de référence, le Canada a participé à divers exercices de la Convention (ConvEx) organisés par l’AIEA à l’appui de cette convention comme il est décrit à l’annexe 16f), ainsi qu’à des activités de développement et de mise en œuvre liées à la plateforme IRMIS.

16.3 Préparation aux urgences dans le cas des Parties contractantes sans installation nucléaire

Cette partie de l’article 16 ne s’applique pas au Canada.

Partie D Sûreté des installations

La partie D du chapitre III compte trois articles :

• Article 17 : Choix de site
• Article 18 : Conception et construction
• Article 19 : Exploitation

Article 17 : Choix de site

Chaque Partie contractante prend les mesures nécessaires pour que les procédures appropriées soient mises en place et appliquées en vue :

1. d’évaluer tous les facteurs pertinents liés au site qui sont susceptibles d’influer sur la sûreté d’une installation nucléaire pendant la durée de sa vie prévue;
2. d’évaluer les incidences qu’une installation nucléaire en projet est susceptible d’avoir, du point de vue de la sûreté, sur les individus, la société et l’environnement;
3. de réévaluer, selon les besoins, tous les facteurs pertinents mentionnés aux alinéas i) et ii) de manière à garantir que l’installation nucléaire reste acceptable du point de vue de la sûreté;
4. de consulter les Parties contractantes voisines d’une installation nucléaire en projet dans la mesure où cette installation est susceptible d’avoir des conséquences pour elles, et, à leur demande, de leur communiquer les informations nécessaires afin qu’elles puissent évaluer et apprécier elles-mêmes l’impact possible sur leur propre territoire de l’installation nucléaire du point de vue de la sûreté.

Au Canada, le terme « choix de l’emplacement » comprend l’évaluation et la sélection du site. Le choix d’un emplacement par le demandeur ne constitue pas une activité réglementée. Toutefois, le dossier du choix de l’emplacement qui en résulte fait l’objet d’une évaluation dans le cadre de la demande de permis de préparation de l’emplacement. Le cadre et le processus de délivrance d’un permis de préparation de l’emplacement pour une centrale nucléaire sont décrits au paragraphe 7.2(ii), et l’alinéa 7.2(ii)b) offre davantage de renseignements.

Avant la délivrance d’un permis de préparation de l’emplacement par la CCSN, il est essentiel qu’une décision favorable soit rendue à l’égard d’une évaluation environnementale (EE), qui sera décrite dans le présent article. Le processus d’EE permet d’évaluer les effets du cycle de vie d’un projet de centrale nucléaire sur l’environnement. La CCSN évalue de manière distincte les mesures proposées par le demandeur de permis pour protéger les personnes, la société et l’environnement durant les activités de préparation de l’emplacement.

Respecter le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015 en ce qui concerne le choix de l’emplacement

Selon le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire, les nouvelles centrales nucléaires doivent être conçues, implantées et construites conformément à l’objectif de prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation et, en cas d’accident, d’atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et d’empêcher les rejets précoces de matières radioactives et les rejets de matières radioactives d’une ampleur telle que des mesures et des actions de protection à long terme sont nécessaires.

À la suite de l’accident de Fukushima, l’AIEA a révisé cinq Prescriptions de sûreté, qui ont été approuvées par le Conseil des gouverneurs en mars 2015. Par la suite, le directeur général de l’AIEA a demandé à la Commission sur les normes de sûreté (CNS) d’examiner la nécessité d’apporter davantage de modifications aux Prescriptions de sûreté. En août 2015, le président de la CNS a déterminé que d’autres révisions ne s’imposaient pas étant donné que les objectifs techniques de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire étaient déjà bien reflétés dans les Prescriptions de sûreté.

Tel qu’il est mentionné à l’alinéa 7.2(i)b), les règlements et les documents d’application de la réglementation de la CCSN s’harmonisent aux normes de sûreté de l’AIEA, y compris celles utilisées pour le choix de l’emplacement des centrales nucléaires. L’article présente d’autres exemples de la manière dont le cadre de réglementation relatif au choix de l’emplacement tient compte des normes de sûreté de l’AIEA. Par conséquent, le cadre et les processus de la CCSN servant à la réglementation des activités liées à la préparation de l’emplacement permettent de veiller à ce que le choix de l’emplacement des nouvelles centrales nucléaires au Canada respecte le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire.

Voir l’énoncé semblable sur les activités de conception et construction à l’article 18.

Niveau de renseignements sur la conception d’une centrale nucléaire attendus pour démontrer l’acceptabilité du site

Conformément à la LSRN, les décisions prises par la Commission à l’égard d’une demande de permis de préparation de l’emplacement pour une nouvelle centrale nucléaire peuvent être fondées sur des renseignements de haut niveau sur la conception de l’installation, à partir d’une gamme de conceptions de réacteur. Les renseignements sur la conception fournis par le demandeur doivent être plausibles et suffisants de manière à pouvoir bien délimiter l’évaluation des effets environnementaux et l’acceptabilité du site pour une gamme de conceptions de réacteurs susceptibles d’être implantées ultérieurement sur le site.

Les paramètres de conception limitatifs doivent comporter suffisamment de renseignements qui décrivent l’interaction entre la centrale et l’emplacement et qui tiennent compte des caractéristiques du site proposé. La détermination des limites suppose que les effets environnementaux de la conception du réacteur retenue pour la construction doivent s’inscrire dans le cadre de l’enveloppe limitative présentée lors du processus d’évaluation environnementale et d’autorisation.

Bien que la CCSN accepte des renseignements détaillés à l’appui du choix de l’emplacement, les études réglementaires devront être plus approfondies dans les processus de demande de permis de construction et d’exploitation, en vue de valider les affirmations faites. À l’étape de la demande du permis de construction, on s’attend à ce que le demandeur présente des renseignements détaillés sur la conception qui permettent de vérifier si les évaluations présentées antérieurement demeurent valides. Si le niveau de renseignements soumis dès le début du projet est limité, toutefois, il est probable que le demandeur soit confronté à des obstacles fondamentaux à l’autorisation durant le processus d’examen pour un permis de construction. Par conséquent, le demandeur a intérêt à présenter le dossier le plus complet possible dès ses toutes premières démarches.

Les renseignements sur la conception nécessaires à l’évaluation du site comprennent ce qui suit :

• aperçu technique de l’aménagement de l’installation (préliminaire ou schématique);
• descriptions qualitatives (ou aperçus techniques) de tous les principaux systèmes, structures et composants (SSC) qui pourraient avoir une influence importante sur le déroulement ou sur les conséquences des principaux types d’accidents et de défaillances;
• descriptions qualitatives (ou aperçus techniques) des fonctions des SSC importants pour la sûreté;
• descriptions qualitatives des principaux types d’accidents et de défaillances afin de cerner les séquences limitatives crédibles, notamment les dangers externes (d’origine à la fois naturelle et humaine), les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement (qui comprennent les accidents graves).

Aux fins de l’EE, les termes sources limitatifs doivent prendre en considération des séquences d’accident qui pourraient survenir à une fréquence supérieure à 10^-6 par année de réacteur en exploitation. Dans le cas de celles dont les fréquences sont inférieures à 10^-6, mais suffisamment proches de cette fréquence, il faut expliquer pourquoi elles ne feront pas l’objet d’analyses subséquentes.

En ce qui concerne l’évaluation du site effectuée à l’appui du processus d’autorisation (y compris aux fins de planification en cas d’urgence), la CCSN s’attend à ce que les séquences d’accidents graves soient prises en compte. Les séquences d’accidents graves incluent, le cas échéant, les événements dans des centrales à tranches multiples qui surviennent simultanément aux événements entraînant la perte du réseau ou une panne d’électricité totale de la centrale ainsi que les événements qui combinent la perte simultanée de l’alimentation électrique hors site avec la perte de l’accès normal à la source froide pendant une longue période.

Il faut fournir une description d’événements particuliers de criticité hors réacteur démontrant que ces événements ne contreviennent pas aux critères établis dans les normes internationales et les lignes directrices nationales en tant que déclencheurs d’une évacuation de la population.

Si le demandeur choisit de demander un permis de préparation de l’emplacement sans arrêter son choix sur une technologie définitive, les activités visées par le permis devront se limiter aux activités de préparation de l’emplacement qui ne se rapportent pas à une technologie donnée pour le réacteur, par exemple, éliminer la végétation et niveler l’emplacement, construire les infrastructures de soutien comme les routes, les installations d’alimentation électrique, les services d’approvisionnement en eau et d’évacuation des eaux usées, sans inclure l’excavation en vue d’établir l’empreinte de l’installation.

Quelle que soit la méthode utilisée par un demandeur pour appliquer les renseignements sur la conception de l’installation à la défense de son choix d’emplacement, la CCSN s’attend fondamentalement à ce que le demandeur adopte une attitude « d’acheteur intelligent ». En d’autres termes, elle s’attend à ce qu’il connaisse bien les technologies qu’il propose d’utiliser et le fondement des arguments en faveur du choix de l’emplacement.

Critères d’évaluation du site – Généralités

Les renseignements fournis à l’appui d’une demande de permis de préparation de l’emplacement sont évalués en fonction des critères établis dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs. Le REGDOC-1.1.1 adapte les principes énoncés par l’AIEA dans son document Prescriptions de sûreté NS-R-3, Évaluation des sites d’installations nucléaires et ses guides connexes. Le REGDOC-1.1.1 tient compte de certaines attentes canadiennes qui ne sont pas abordées dans le NS-R-3, comme la protection de l’environnement, la sécurité du site et la protection des renseignements réglementés et de l’équipement réglementé. Le REGDOC‑1.1.1 étoffe les critères d’évaluation de l’incidence de l’emplacement sur la sûreté de la centrale nucléaire (voir le paragraphe 7.2(i)) ainsi que l’incidence de la centrale nucléaire sur la population et l’environnement à proximité (voir l’alinéa 7.2(ii)b)). Plus particulièrement, le REGDOC-1.1.1 définit les attentes de la CCSN en ce qui concerne l’évaluation de l’acceptabilité du site au cours de la vie d’un projet de centrale nucléaire, et comprend ce qui suit :

• les effets potentiels des événements externes (séismes, ouragans et inondations) et de l’activité humaine sur le site;
• les caractéristiques du site et du milieu environnant qui pourraient faciliter la contamination des personnes et de l’environnement en cas de rejets de matières radioactives et de produits dangereux;
• la densité et la répartition de la population et les autres caractéristiques de la région, dans la mesure où elles peuvent affecter la mise en œuvre des mesures d’urgence (voir l’alinéa 16.1c)) et l’évaluation des risques pour les personnes, la population environnante et l’environnement.

Le REGDOC-1.1.1 exige également, lors de l’évaluation du site, la prise en compte de certains aspects, comme les exigences en matière de sécurité et de déclassement, la croissance démographique projetée à proximité de l’emplacement ainsi que la prolongation possible des activités.

L’évaluation du site comprend ce qui suit :

• l’évaluation par rapport aux objectifs de sûreté;
• l’examen des facteurs évolutifs d’origine naturelle et humaine;
• l’évaluation des dangers associés aux événements externes;
• la détermination des effets potentiels de la centrale nucléaire sur l’environnement;
• la prise en compte de la croissance démographique projetée à proximité du site ainsi que la planification en cas d’urgence qui tient compte de cette croissance projetée.

L’annexe 17 du sixième rapport national du Canada présente un exemple d’une évaluation en fonction des objectifs de sûreté, dans le contexte de l’EIE et de la demande de permis de préparation de l’emplacement d’OPG pour le projet de nouvelle construction de Darlington.

Si l’évaluation du site permet de relever des préoccupations en matière de sûreté que les dispositifs de conception, les mesures de protection de l’emplacement ou les procédures administratives ne peuvent atténuer, l’emplacement est jugé inacceptable. Les paragraphes 17(i) et 17(ii) ci-dessous fournissent de plus amples renseignements sur les critères d’évaluation du site.

17(i) Évaluation des facteurs liés au site

Le dossier de sûreté pour le permis de préparation de l’emplacement comprend une évaluation des dangers ou une analyse limitative et devrait aborder l’impact des facteurs propres au site sur la sûreté de la centrale nucléaire. Ces facteurs comprennent la vulnérabilité du site aux inondations (p. ex., marée de tempête, rupture de barrage), aux ouragans, aux tornades, aux tempêtes de verglas ou à d’autres phénomènes météorologiques violents ainsi qu’aux séismes. Il n’y a pas de périodicité prescrite pour les phénomènes météorologiques, les inondations ou les vents violents. Toutefois, le demandeur devrait proposer des périodes adéquates en se fondant sur les critères identifiés par les documents de référence de l’AIEA cités dans le REGDOC-1.1.1 (notamment les guides de sûreté NS-G-1.5, NS-G-3.2, NS-G-3.4 et NS-G-3.5).

Les titulaires de permis doivent aussi effectuer une étude des dangers externes propres à leur site afin de déterminer les autres dangers qui peuvent nécessiter une étude probabiliste de sûreté (EPS) ou une analyse limitative. De plus, les titulaires de permis doivent tenir compte de combinaisons d’événements, y compris les événements consécutifs à d’autres et les événements corrélés. Les événements consécutifs à d’autres englobent des événements externes (p. ex., le blocage de la prise d’eau de refroidissement qui serait causé par des phénomènes météorologiques violents, un tsunami provoqué par un séisme, ou un glissement de terrain causé par de fortes pluies) et des événements internes (p. ex., un incendie causé par un séisme). Les événements corrélés comprennent notamment des précipitations abondantes survenant en même temps qu’un raz-de-marée ou des vents forts causés par un ouragan.

Il faut préciser que les événements consécutifs à d’autres sont également pris en compte dans les EPS (voir l’alinéa 14(i)c)), lesquelles sont requises dans le cadre du processus d’autorisation à la suite d’une demande de permis de préparation de l’emplacement.

Aux termes du REGDOC-1.1.1 le demandeur est tenu de prendre en compte les changements climatiques dans l’évaluation de l’impact potentiel de ces phénomènes. L’annexe 17(iii)a) du Sixième rapport national du Canada présente un exemple de cette considération pour Bruce‑A et Bruce‑B.

Les facteurs liés au site comprennent également la mesure dans laquelle le site se trouve à proximité des éléments suivants :

• voie ferrée (possibilité de déraillements et de déversement de matières dangereuses);
• trajectoires de vol des grands aéroports (possibilité d’écrasements d’avion);
• usines de produits chimiques toxiques (possibilité de rejets toxiques);
• installations de stockage du propane ou raffineries (possibilité d’accidents industriels);
• zones d’essais militaires (possibilité de missiles perdus).

Les préoccupations susmentionnées sont en outre affectées par l’utilisation prévue des terres à proximité du site, l’accès au site, la préparation aux situations d’urgence et la sécurité.

Le demandeur tient compte de ces critères durant le processus de demande de permis en vertu de la LSRN (et dans l’EIE connexe, qui s’inscrit dans le cadre du processus d’EE), dont les conclusions sont incorporées au dossier de sûreté. Les demandes cernent et évaluent les caractéristiques du site qui peuvent être importantes pour la sûreté du projet de centrale nucléaire, notamment :

• l’utilisation des terres;
• la population présente et l’augmentation prévue de la population;
• les principales sources d’eau et leurs mouvements;
• l’utilisation de l’eau;
• les conditions météorologiques;
• la sismologie;
• la géologie locale.

17(ii) Impact de l’installation sur les personnes, la société et l’environnement

17(ii)a) Évaluation environnementale

Aux termes du régime de réglementation actuel, on entame une EE en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) (LCEE) à la suite d’une demande de permis de préparation de l’emplacement. Les EE servent à déterminer si un projet précis est susceptible d’entraîner des effets néfastes importants sur l’environnement et s’il est possible d’atténuer ces effets. Dans le cadre du processus d’EE, l’impact potentiel sur l’environnement est évalué en examinant les effets sur des paramètres comme l’approvisionnement en eau, la qualité de l’air, la faune, les lacs et les rivières. Les EE permettent de veiller, dès le début d’un projet, à cerner et atténuer les effets néfastes potentiels sur l’environnement, dans la mesure du possible. Conformément au REGDOC-1.1.1, avant de déclencher les processus d’EE et d’autorisation, le demandeur est tenu d’appliquer un processus rigoureux afin de caractériser les sites proposés pour tout le cycle de vie de l’installation, puis de rédiger une défense pleinement documentée de son choix d’emplacement. Ce dossier constitue le fondement des soumissions à l’appui de l’EE et de la demande de permis de préparation de l’emplacement et fait l’objet d’un examen par la CCSN et d’autres autorités fédérales visées.

L’évaluation des risques environnementaux (ERE, voir l’alinéa 17(iii)a)) constitue le fondement d’une EE. Conformément à l’alinéa 15a) de la LCEE, une EE est requise lorsque la CCSN est l’autorité responsable d’un projet désigné en vertu du Règlement désignant les activités concrètes. De plus, une EE en vertu de la LCEE est réalisée aux premières étapes du processus d’autorisation (au début du cycle de vie du projet) et sert d’outil de planification.

Pour les demandeurs qui proposent des installations ou des activités dans des régions du Canada qui font l’objet d’ententes sur la revendication territoriale (comme les territoires et certaines régions du Québec et de Terre-Neuve-et-Labrador), le personnel de la CCSN appuie le processus d’EE du régime visé de revendication territoriale, et la Commission met à profit l’information recueillie dans le cadre du processus d’EE pour rendre une décision d’autorisation en vertu de la LSRN.

Aucune EE n’a été réalisée en vertu de la LCEE pour des centrales nucléaires ou des projets de nouvelle construction au Canada durant la période visée par le rapport. L’annexe 17 du Sixième rapport national du Canada présente des renseignements détaillés sur les études de l’évaluation du site pour le nouveau projet nucléaire de Darlington durant la période visée par le rapport antérieur (2010‑2013). Voir la section D.4 du chapitre I pour obtenir de plus amples renseignements sur les décisions relatives à l’EE et à l’autorisation dans le contexte du projet de nouvelle construction de Darlington.

Tel qu’il a été mentionné dans l’introduction, la CCSN a reçu une demande de permis de préparation de l’emplacement pour un petit réacteur modulaire sur la propriété d’Énergie atomique du Canada limitée, qui se trouve sur le site des Laboratoires de Chalk River. Si le personnel de la CCSN détermine que la demande est suffisamment détaillée pour faire d’objet d’une considération approfondie, la description de projet sera rendue publique aux fins de commentaires dans le cadre du processus d’EE.

La CCSN a publié une nouvelle version du REGDOC-2.9.1 en 2017. Le document mis à jour, intitulé Protection de l’Environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, donne un aperçu des pratiques de la CCSN en matière d’EE et de protection de l’environnement. En outre, à la fin de la période visée par le rapport, le Parlement du Canada tenait un débat sur un projet de loi (intitulé Loi sur l’évaluation d’impact) visant à remplacer la LCEE.

17(ii)b) Critères d’évaluation de l’impact sur la sûreté de la centrale nucléaire sur l’environnement et la population à proximité

Comme nous l’avons mentionné précédemment, le REGDOC-1.1.1 stipule que l’évaluation de l’acceptabilité du site comprend la prise en compte de facteurs précis d’intérêt pour l’impact du projet de centrale nucléaire sur l’environnement et la population :

• les caractéristiques de l’emplacement qui pourraient avoir un impact sur la population ou l’environnement;
• la densité et la répartition de la population ainsi que toute autre caractéristique de la zone de planification d’urgence pouvant avoir un impact sur l’application des mesures d’urgence.

L’impact en matière de sûreté sur la population examine la dose à la population provenant des événements hypothétiques. Si l’on part du principe que le rendement de la centrale nucléaire sera conforme à sa conception dans des conditions d’accident, il est important de tenir compte des facteurs liés à la population afin de respecter les limites de dose de rayonnement établies dans les règlements. Ces facteurs incluent la taille, la nature (p. ex., rurale, industrielle, lotissement, école ou hôpital), la distribution et les données démographiques de la population à proximité de l’installation. Parmi les autres facteurs, on compte les conditions météorologiques locales, la sismicité, les installations à proximité ainsi que les activités dans les corridors de transport aérien et ferroviaire. Le demandeur tient compte de ces critères dans le dossier de sûreté, qui permet de calculer les doses à la population et de vérifier que la conception de la centrale nucléaire atteint ses objectifs de sûreté.

Avant de présenter une demande de permis de préparation de l’emplacement, le demandeur doit confirmer, auprès des municipalités environnantes et des provinces, territoires, États étrangers et pays voisins concernés, que la mise en œuvre de leurs plans d’urgence respectifs et de leurs mesures de protection tiendra compte du cycle de vie du projet.

17(ii)c) Sensibilisation liée à une nouvelle construction

La mobilisation des parties intéressées et de la population locale à proximité du site envisagé (en particulier en vue d’expliquer l’impact en matière de sûreté et la manière dont cet impact est évalué) représente une activité importante pour comprendre l’incidence d’un projet de centrale nucléaire sur la population et l’environnement.

L’annexe 9c) fournit de plus amples renseignements sur l’information et la divulgation publiques et les activités de sensibilisation.

Les activités d’autorisation en cours visant les nouvelles installations dotées de réacteurs comprennent une nouvelle demande et un renouvellement de permis de préparation de l’emplacement.

Le permis de préparation de l’emplacement (PRSL 18.00/2022) actuel d’OPG pour le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington est valide du 17 août 2012 au17 août 2022. Comme l’a demandé la Commission dans son compte rendu de décision, le personnel de la CCSN et OPG ont présenté à la Commission en décembre 2018 une mise à jour publique sur ce permis qui comprenait de l’information sur la surveillance par le personnel de la CCSN des activités d’OPG aux termes de ce permis et l’avis présenté par OPG à la CCSN de son intention de renouveler le permis. À ce jour, OPG n’a réalisé aucune activité de préparation de l’emplacement. Le public et les groupes autochtones pour lesquels le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington revêt un intérêt demeureront informés de l’état d’avancement du projet.

La CCSN a reçu le 20 mars 2019 la demande de permis de préparation de l’emplacement de Global First Power pour un petit réacteur modulaire sur la propriété d’Énergie atomique du Canada Limitée, qui se trouve sur le site des Laboratoires de Chalk River. Les groupes autochtones et les parties intéressées externes ont été informés de la réception par la CCSN de la demande de permis de Global First Power. La CCSN respecte les processus établis pour les activités de sensibilisation liées à l’évaluation environnementale et à l’autorisation.

17(iii) Réévaluation des facteurs liés au site

17(iii)a) Activités des titulaires de permis visant à maintenir l’acceptabilité de la centrale nucléaire en matière de sûreté, en tenant compte des facteurs liés au site

L’acceptabilité continue de la centrale nucléaire par rapport aux critères mentionnés aux paragraphes 17(i) et 17(ii) est régulièrement vérifiée en fonction des normes et pratiques appropriées. Les changements possibles sur le plan des données démographiques du site ou les changements considérables à l’environnement local doivent faire l’objet d’un examen au moyen d’activités qui comprennent des analyses régulières des mesures d’intervention en cas d’urgence, des mesures de sécurité et du rapport d’analyse de la sûreté du titulaire de permis. Ces changements comprennent les suivants :

• nouveaux renseignements provenant d’analyses actualisées des dangers;
• changements aux installations artificielles à proximité (p. ex., l’établissement d’une raffinerie de pétrole, d’un corridor ferroviaire, d’une trajectoire de vol d’aéroport ou d’une usine de produits chimiques);
• changements climatiques.

Aux termes du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, les titulaires de permis sont tenus de présenter régulièrement à la CCSN certains rapports décrivant les effets de la centrale nucléaire sur l’environnement :

• des rapports de mises à jour des descriptions de l’installation et d’analyse finale de la sûreté;
• des EPS;
• des ERE.

Ces rapports doivent être produits dans les cinq ans suivant la présentation du rapport précédent ou à la demande de la CCSN. Ils prennent en compte toute nouvelle technique ou tout nouveau renseignement pertinent, ce qui pourrait comprendre de nouvelles données ou connaissances relatives aux événements externes.

Les analyses déterministes de la sûreté et les EPS sont décrites dans les alinéas 14(i)b) et 14(i)c), respectivement. Les ERE sont décrites à l’alinéa 15b).

Le REGDOC-3.1.1 exige également la production d’un rapport annuel présentant en détail les résultats des programmes de surveillance de l’environnement, de même qu’une interprétation des résultats et des estimations des doses de rayonnement au public résultant des opérations d’une centrale nucléaire. Voir l’alinéa 15b) pour obtenir de plus amples renseignements.

17(iv) Consultation auprès d’autres parties contractantes qui seraient vraisemblablement affectées par l’installation

La Convention d’Espoo, une convention environnementale internationale conclue sous l’égide de la Commission économique des Nations Unies pour l’Europe et dont le Canada est un signataire, prescrit des exigences de notifications transfrontalières à tous les États membres. La Convention stipule que des notifications transfrontalières doivent être émises lorsque les trois conditions ci‑dessous s’appliquent :

• le projet au Canada aura vraisemblablement un impact transfrontalier considérable sur une autre partie à la Convention;
• le projet est assujetti à une EE fédérale;
• le projet est visé par la Convention d’Espoo.

Le Canada a une frontière en commun avec les États-Unis d’Amérique, le Danemark (Groenland) et la France (Saint‑Pierre‑et‑Miquelon). Les quatre pays sont signataires de la Convention, mais les États-Unis sont le seul pays n’ayant pas ratifié la Convention; par conséquent, ils ne sont pas tenus de respecter ses conditions. Ainsi, la Convention d’Espoo ne s’applique pas à des projets qui pourraient avoir des effets transfrontaliers entre le Canada et les États-Unis. La Convention d’Espoo n’a donc jamais été appliquée de concert avec les États‑Unis.

Bien qu’il n’y ait aucune exigence de notifications transfrontalières, la CCSN peut avoir recours aux mécanismes de communication existants par l’intermédiaire d’ententes officielles pour aviser et tenir informées les parties intéressées à l’extérieur du Canada. Le Canada et les États‑Unis collaborent depuis longtemps à l’égard des effets transfrontaliers au moyen de traités tels que le Traité relatif aux eaux limitrophes de 1909, l’Accord sur la qualité de l’eau dans les Grands Lacs de 1978 et l’Accord Canada-États-Unis sur la qualité de l’air de 1991. De plus, la CCSN et la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis ont conclu une entente administrative concernant la collaboration et l’échange de renseignements techniques sur les questions de sûreté nucléaire, y compris le choix de l’emplacement de toute installation nucléaire désignée au Canada et aux États-Unis.

En vertu de la LCEE, les effets sur l’environnement qui pourraient avoir un impact à l’extérieur du Canada (effets transfrontaliers) doivent être inclus dans l’examen de l’EE relatif aux projets visés dans le Règlement désignant les activités concrètes, y compris les nouvelles centrales nucléaires. De plus, les occasions de participation publiques (comme les audiences publiques) représentent une composante importante des processus d’EE et d’autorisation de la CCSN. La CCSN met l’accent sur la mobilisation et la participation du public, et les membres du public, y compris les personnes de l’extérieur du Canada, ont l’occasion d’examiner les documents d’EE et d’autorisation et de participer en tant qu’intervenants lors des audiences publiques.

Article 18 : Conception et construction

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées pour que :

1. lors de la conception et de la construction d’une installation nucléaire, plusieurs niveaux et méthodes de protection fiables (défense en profondeur) soient prévus contre le rejet de matières radioactives, en vue de prévenir les accidents et d’atténuer leurs conséquences radiologiques au cas où de tels accidents se produiraient;
2. les technologies utilisées dans la conception et la construction d’une installation nucléaire soient éprouvées par l’expérience ou qualifiées par des essais ou des analyses;
3. la conception d’une installation nucléaire permette un fonctionnement fiable, stable et facilement maîtrisable, les facteurs humains et l’interface homme-machine étant pris tout particulièrement en considération.

Toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada sont des conceptions de réacteurs CANDU. Les réacteurs CANDU fonctionnent au moyen d’un caloporteur et d’un modérateur à l’eau lourde de même que des conceptions de canaux de combustible et de grappes de combustible qui permettent le rechargement du combustible en marche. Le tube de force est le composant central du canal de combustible, qui soutient le combustible et sert d’enveloppe sous pression pour le caloporteur. Certaines caractéristiques particulières des conceptions CANDU liées à l’évaluation et au renforcement de la défense en profondeur sont décrites à l’annexe 18(i). Les deux premiers rapports nationaux du Canada contiennent des renseignements exhaustifs sur l’évolution de la conception et de la construction de centrales nucléaires de type CANDU. Le Canada parraine des efforts considérables de R-D qui visent les domaines de la conception et de la construction (voir l’appendice D pour obtenir de plus amples renseignements).

Le cadre et le processus généraux de la CCSN de délivrance d’un permis de construction pour une installation nucléaire de catégorie IA (p. ex., une centrale nucléaire) sont décrits au paragraphe 7.2(ii). En réponse aux demandes de permis d’installations existantes et en préparation pour les demandes de permis de nouvelle construction potentielles, la CCSN continue d’actualiser ses exigences relatives à la conception pour les centrales nucléaires, participe au Programme multinational d’évaluation des conceptions (MDEP) et réalise des examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation. Ces activités sont décrites dans les sous‑sections qui suivent. La CCSN a également élaboré des instructions de travail pour l’examen de demandes de permis de construction d’une centrale nucléaire. Les instructions de travail sont décrites de manière approfondie aux alinéas 7.2(ii)a) et 8.1d).

Des exigences relatives à la conception et des dispositions des titulaires de permis particulières relatives à la défense en profondeur, aux technologies éprouvées ainsi qu’à l’exploitation fiable et gérable sont décrites aux paragraphes 18(i), 18(ii) et 18(iii), respectivement, pour les centrales nucléaires en exploitation et pour les projets de nouvelle construction.

Mise à jour des exigences relatives à la conception pour les projets de nouvelle construction

La CCSN a continué d’actualiser ses critères pour évaluer les conceptions de nouvelles centrales nucléaires afin de les maintenir neutres sur le plan technologique et de permettre l’autorisation d’un vaste éventail de technologies, tailles et utilisations de réacteurs, y compris des technologies non refroidies à l’eau.

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires établit les exigences et l’orientation relatives à la conception de nouvelles centrales nucléaires refroidies à l’eau. Dans une vaste mesure, le REGDOC-2.5.2 constitue l’adoption par la CCSN des principes mis de l’avant par l’AIEA dans le document sur les normes de sûreté SSR-2/1, Sûreté des centrales nucléaires : conception, et l’adaptation de ces principes afin de les harmoniser aux pratiques canadiennes. L’annexe 7.2(i)b) décrit de manière approfondie la façon dont le REGDOC-2.5.2 reflète diverses normes de sûreté de l’AIEA. Dans la mesure du possible, le REGDOC‑2.5.2 établit des exigences neutres sur le plan technologique liées la défense en profondeur, à l’utilisation de technologies éprouvées et à l’exploitation facile à gérer des centrales nucléaires (p. ex., fiabilité, facteurs humains). À l’instar du SSR-2/1, le REGDOC-2.5.2 établit que le concept de défense en profondeur doit s’appliquer à toutes les activités organisationnelles et comportementales, ainsi qu’aux activités de conception liées à la sûreté et à la sécurité, afin de s’assurer que celles-ci soient couvertes par des mesures qui se chevauchent. Ce concept doit être appliqué tout au long de la conception et de l’exploitation d’une centrale. La portée du REGDOC-2.5.2 permet de faire des liens entre la conception des centrales nucléaires et d’autres enjeux, comme la protection de l’environnement, les garanties et la planification des interventions en cas d’accident et d’urgence. L’annexe 18 fournit de plus amples renseignements sur le REGDOC‑2.5.2.

L’examen réglementaire par la CCSN d’une demande de permis de construction comprendra une évaluation de chaque disposition de la conception proposée en fonction des exigences du REGDOC‑2.5.2.

Mise à niveau des conceptions de centrales nucléaires existantes

Pour les centrales nucléaires existantes, les titulaires de permis ont continuellement apporté des améliorations à la conception même si bon nombre des exigences actualisées relatives à la conception ont été établies après la construction des centrales. Par exemple, des changements à la conception ont été apportés pour tenir compte des nouvelles normes, de façon continue, lorsque les permis sont renouvelés ou modifiés (tel qu’il est décrit à l’alinéa 7.2(ii)d)). En outre, les projets de prolongation de la durée de vie ont donné l’occasion de mettre à niveau les centrales nucléaires CANDU actuelles afin qu’elles s’harmonisent aux exigences du REGDOC‑2.5.2 et d’autres nouvelles normes. Les examens intégrés de la sûreté (EIE) qui ont été réalisés dans le cadre des projets de prolongation de la durée de vie de même que les bilans périodiques de la sûreté (BPS) qui ont été instaurés récemment exigent que les titulaires de permis déterminent les modifications raisonnables et pratiques à apporter pour renforcer la sûreté de l’installation afin d’atteindre un niveau se rapprochant de celui décrit dans les normes modernes. Les PIMO relèvent les points forts et les lacunes de chaque facteur relatif à la sûreté cerné dans les BPS, définissent l’importance pour la sûreté des lacunes, et établissent la priorité des mesures de correction, y compris les améliorations à la conception et autres améliorations à la sûreté. Les améliorations à la conception qui ont été mises en œuvre au Canada dans le contexte de la prolongation de la vie prenaient en compte les divers facteurs mentionnés aux paragraphes 18(i), (ii) et (iii). L’approche réglementaire générale de la prolongation de la durée de vie et l’utilisation des BPS sont décrites à l’annexe 7.2(ii)d).

Des exemples de modifications à la conception des centrales nucléaires existantes sont présentés à l’annexe 18(i) dans le contexte d’améliorations à la défense en profondeur.

Respecter le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015 en ce qui concerne la conception et la construction

Selon le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire, les nouvelles centrales nucléaires doivent être conçues, implantées et construites conformément à l’objectif de prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation et, en cas d’accident, d’atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et d’empêcher les rejets précoces de matières radioactives et les rejets de matières radioactives d’une ampleur telle que des mesures et des actions de protection à long terme sont nécessaires.

Tel qu’il est expliqué à l’article 17, les objectifs techniques de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire étaient déjà reflétés dans les mises à jour antérieures des Prescriptions de sûreté de l’AIEA. De plus, tel qu’il est expliqué à l’alinéa 7.2(i)b), les règlements et les documents d’application de la réglementation de la CCSN s’harmonisent aux normes de sûreté de l’AIEA, y compris celles utilisées pour la conception et la construction des centrales nucléaires (comme le REGDOC-2.5.2 susmentionné). Par conséquent, le cadre et les processus de la CCSN servant à la réglementation des activités liées à la conception et la construction permettent de veiller à ce que les nouvelles centrales nucléaires construites au Canada respectent le principe (1) de la Convention.

Respecter le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015 en ce qui concerne la conception et la construction

Selon le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015, les conceptions de centrales nucléaires canadiennes existantes, qui sont toutes dotées de réacteurs CANDU, comprennent des caractéristiques qui empêchent les accidents et en atténuent les impacts, le cas échéant. De plus, des mesures prises par la CCSN et les titulaires de permis ont permis de renforcer la défense en profondeur et l’intervention en cas d’urgence.

Tel qu’il est expliqué ci-dessus, des changements à la conception sont apportés pour tenir compte de nouvelles normes, de façon continue, lorsque les permis sont renouvelés ou modifiés et par l’intermédiaire de l’application des EIS et des BPS. L’annexe 18(i) présente des exemples précis des changements à la conception.

Programme multinational d’évaluation des conceptions

La CCSN joue un rôle actif dans le cadre du Programme multinational d’évaluation des conceptions (MDEP), qui compte des représentants de 14 pays et pour lequel l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN) de l’OCDE remplit la fonction de secrétariat technique. Le MDEP vise à harmoniser les exigences et pratiques réglementaires et à :

• renforcer la coopération multilatérale dans le contexte des cadres de réglementation existants;
• favoriser la convergence multinationale des codes, normes et objectifs de sûreté;
• mettre en œuvre les produits du MDEP pour faciliter l’autorisation des nouveaux réacteurs.

La participation de la CCSN au MDEP porte sur de multiples domaines d’intérêt pour le Canada, notamment les suivants :

• les enjeux et activités de sûreté propres à la conception visant le réacteur européen à eau sous pression d’AREVA et l’AP1000 de Westinghouse;
• les activités propres à un enjeu, comme :
  • la manière dont les inspections de fournisseurs multinationaux peuvent être mises à profit,
  • la convergence des codes et normes des composants d’enveloppes sous pression,
  • la résolution d’enjeux de réglementation visant les normes des systèmes d’instrumentation et de contrôle numériques.

Examen de la conception des fournisseurs préalable à l’autorisation

La CCSN a instauré un processus facultatif à l’intention des fournisseurs qui vise à évaluer les conceptions d’installations dotées de réacteurs en fonction de la technologie de réacteur d’un fournisseur. Le terme « préalable au projet » signifie que l’examen de la conception se fait avant qu’une demande de permis ne soit soumise à la CCSN. Ce service ne sert pas à homologuer une conception de réacteur et n’aboutit pas à la délivrance d’un permis en vertu de la LSRN. Il ne s’agit pas d’un élément obligatoire du processus d’autorisation d’une nouvelle centrale nucléaire. Les conclusions des examens de la conception n’exercent aucune contrainte et n’ont pas d’influence sur les décisions prises par la Commission.

L’examen de la conception de fournisseurs préalable à l’autorisation est une évaluation réalisée par le personnel de la CCSN à la demande du fournisseur. Il vise à effectuer une vérification de haut niveau de l’acceptabilité de la conception d’un réacteur par rapport aux exigences réglementaires et aux attentes du Canada. Cet examen comprend la détermination des obstacles fondamentaux à l’autorisation d’une nouvelle conception au Canada. Le processus permet aussi d’évaluer si le fournisseur recueille les données probantes nécessaires pour appuyer la pertinence de la conception proposée.

En novembre 2018, la CCSN a publié le document d’application de la réglementation REGDOC‑3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation afin de décrire le processus aux parties intéressées et aux parties prenantes (remplace le document d’orientation GD-385 de la CCSN qui portait le même nom). La CCSN a également élaboré des instructions de travail pour orienter son évaluation des renseignements soumis par le fournisseur. Le processus comprend trois phases distinctes. Généralement, la CCSN présente au fournisseur un rapport confidentiel à la fin de chaque phase et en affiche le sommaire sur le site Web de la CCSN. Les phases des examens de la conception de fournisseur préalables à l’autorisation sont décrites à l’annexe 18.

La CCSN procédait à de nombreux examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation pour les PRM durant la période visée par le rapport. Leur état d’avancement est décrit à l’annexe 18.

La CCSN estime que les examens de la conception de fournisseur sont extrêmement utiles, non seulement dans le contexte de la préparation en vue de futures demandes de permis, mais aussi pour ce qui est d’explorer les enjeux liés à une nouvelle conception et leurs impacts potentiels sur le cadre de réglementation. Ce processus, parallèlement aux activités du MDEP, a considérablement contribué à préparer la CCSN en vue des futures activités d’autorisation. Les demandeurs potentiels peuvent trouver les examens de la conception de fournisseur préalables à leurs projets utiles pour faciliter leurs demandes de permis de préparation de l’emplacement ou de construction d’une centrale nucléaire.

18(i) Mise en œuvre de la défense en profondeur dans la conception et la construction

Afin d’assurer une faible probabilité de défaillances ou de combinaisons des défaillances qui entraîneraient des conséquences radiologiques considérables, la conception de l’approche de la défense en profondeur tient compte de ce qui suit :

• une conception prudente et une grande qualité de construction pour minimiser les opérations anormales ou les défaillances;
• la mise en place de multiples barrières physiques (p. ex., combustible, enveloppe sous pression et enceinte de confinement) qui empêchent le rejet de matières radioactives dans l’environnement;
• la mise en place de multiples moyens de déclenchement de chaque fonction de sûreté de base (p. ex., contrôle de la réactivité, évacuation de la chaleur, confinement du rayonnement);
• l’utilisation de dispositifs de protection techniques fiables qui s’ajoutent aux caractéristiques de sûreté inhérentes;
• l’ajout aux contrôles normaux de la centrale nucléaire de dispositifs automatiques ou manuels d’activation des systèmes de sûreté;
• la mise en place d’équipement et de procédures pour détecter les défaillances, parallèlement à des mesures de prévention des accidents de secours visant à contrôler le déroulement des accidents et à en atténuer les conséquences.

L’approche canadienne de la sûreté des centrales nucléaires est fondée sur la reconnaissance du fait que même les systèmes bien conçus et bien construits peuvent faire l’objet d’une défaillance. Toutefois, lorsque la stratégie de défense en profondeur est adéquatement appliquée, aucune erreur humaine ou défaillance mécanique ne peut à elle seule compromettre la santé et la sûreté des personnes ou de l’environnement. On a mis l’accent sur les conceptions qui incorporent des modes d’exploitation « à sûreté intégrée » en cas de défaillance d’un composant ou d’un système. L’approche reconnaît également la nécessité de mettre en place des systèmes de sûreté distincts et indépendants qui peuvent être régulièrement mis à l’essai afin de démontrer leur capacité à exécuter leurs fonctions prévues.

La conception CANDU et la stratégie de défense en profondeur permettent aux centrales nucléaires canadiennes d’être exploitées en toute sûreté et, le cas échéant, de mettre les réacteurs à l’arrêt de manière sûre, même en cas d’événements internes ou externes rares ou de faible probabilité.

Certains des critères qui ont orienté la conception des centrales nucléaires actuellement en exploitation au Canada et qui ont contribué à la défense en profondeur sont décrits en conjonction avec les critères d’analyse de la sûreté (décrits à l’alinéa 14(i)b)). Les critères et exigences particuliers de conception se trouvent dans certaines normes du Groupe CSA qui s’inscrivent dans le cadre du fondement d’autorisation des centrales nucléaires existantes, notamment les suivantes :

• N285.0, Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU;
• N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU.

En outre, le REGDOC-2.5.2 comprend des exigences actualisées liées à la défense en profondeur (voir l’annexe 18) qui seront appliquées aux projets de nouvelle construction et prises en compte dans le contexte des BPS. Durant la période visée par le rapport, le personnel de la CCSN a déterminé que la défense en profondeur dans toutes les centrales nucléaires canadiennes était acceptable. Il a conclu que le dimensionnement des centrales nucléaires canadiennes est exhaustif et que les centrales nucléaires respectaient les exigences relatives à la conception. Il a également conclu que le risque pour le public canadien découlant des accidents hors dimensionnement dans les centrales nucléaires était très faible. Compte tenu des caractéristiques de conception et de la défense en profondeur des centrales nucléaires canadiennes, on disposerait de suffisamment de temps pour l’atténuation à long terme d’un accident hors dimensionnement. Bien que le risque qu’un accident survienne soit très faible, les exploitants de centrales nucléaires ont mis en œuvre plusieurs modifications afin d’améliorer la défense en profondeur et de renforcer leur résilience aux interruptions prolongées de l’alimentation électrique et à d’autres problèmes, comme la perte de toutes les sources froides. Voir l’annexe 18 (i) pour obtenir de plus amples renseignements.

18(ii) Incorporation des technologies éprouvées

Des mesures destinées à assurer l’utilisation de technologies de pointe éprouvées s’inscrivent dans le processus canadien d’autorisation. À chaque étape du processus d’autorisation, il faut soumettre des documents décrivant la technologie employée aux fins de vérification et de validation. Ces documents comprennent le rapport d’analyse de la sûreté, qui contient l’information relative à la conception et aux analyses de la sûreté effectuées, et le programme d’assurance de la qualité qui s’applique à la conception et à ces analyses.

Les critères et exigences de conception CANDU visent à ce que la conception et la construction de tous les SSC respectent le code, la norme ou la pratique applicable la plus appropriée et soient approuvées par un système de vérification indépendante.

En particulier, pour les enveloppes sous pression, la CCSN examine la conception en fonction des exigences de la LSRN et de ses règlements d’application, et elle en approuve la classification au moyen des exigences de la norme du Groupe CSA N285.0, Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU. Le titulaire de permis inscrit ensuite la conception auprès d’une agence d’inspection autorisée, qui vérifie la fabrication de la conception, inspecte la construction, l’installation et les essais et contresigne les résultats des épreuves de pression.

Les titulaires de permis utilisent des codes informatiques d’analyse de la sûreté qui ont été validés conformément aux exigences de la norme du Groupe CSA N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires.

Aux termes du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, les titulaires de permis de centrales nucléaires sont tenus de mettre à jour leur rapport d’analyse de la sûreté au plus tous les cinq ans ou à la demande de la CCSN. Les outils et méthodes utilisées dans le cadre du rapport d’analyse de la sûreté sont éprouvés par l’expérience nationale et internationale et reflètent l’état moderne des connaissances. Le rapport d’analyse de la sûreté incorpore de nouvelles méthodes, des codes informatiques, des données expérimentales et des constatations de la R-D. Par conséquent, certains des événements visés par le rapport d’analyse de la sûreté font l’objet d’une nouvelle analyse, en fonction de percées scientifiques et technologiques.

En outre, le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, stipule que la sélection de méthodes de calcul ou de codes, modèles et corrélations informatiques qui ont été validés pour les applications visées. Les exigences du REGDOC-2.4.1 seront progressivement appliquées aux centrales nucléaires existantes, tel qu’il est expliqué à l’alinéa 14(i)b).

Les programmes de qualification environnementale dans les centrales nucléaires canadiennes contribuent également à prouver que les systèmes de sûreté et les systèmes relatifs à la sûreté fonctionnent comme prévu, dans la mesure où on se fie à ces systèmes pour aider à empêcher, gérer et atténuer les accidents. Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de programmes permanents visant à maintenir systématiquement (et, au besoin, actualiser) la qualification environnementale des systèmes de sûreté et des systèmes relatifs à la sûreté conformément à la norme du Groupe CSA N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU. Afin de veiller à ce que les enjeux techniques liés à la qualification environnementale soient gérés rapidement, ces programmes comprennent généralement un mécanisme de gouvernance, une liste d’équipement à maintenir dans un état de qualification environnementale, la formation du personnel, des documents sur le fondement technique et des processus permettant de gérer les enjeux émergents. La CCSN surveille la progression de ces programmes, en plus de mener continuellement des inspections de ces systèmes.

Pour les projets de nouvelle construction, en plus des critères pour les centrales nucléaires existantes (comme ceux énoncés dans les normes du Groupe CSA N285.0, N286.7 et N290.13), le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires établit des exigences pour la mise à l’épreuve des pratiques techniques et la qualification des conceptions (voir l’annexe 18). Les analyses de la sûreté présentées à l’appui de la demande seront également évaluées en fonction des exigences du REGDOC-2.4.1 liées à l’utilisation de méthodes et de paramètres d’entrée qui ont été éprouvés par validation.

18(iii) Conception en vue d’une exploitation fiable, stable et gérable

Tout au long du cycle de vie d’une centrale nucléaire, on tient compte des facteurs humains et des interfaces humain-machine afin de veiller à ce que la centrale nucléaire tolère les erreurs humaines.

La prise en compte des facteurs humains dans la conception et l’application des facteurs humains à des enjeux techniques sont décrites à l’alinéa 12e). L’annexe 18 présente des exigences détaillées relatives à la conception qui se trouve dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires et qui visent la fiabilité, l’opérabilité, les facteurs humains et l’interface humain‑machine.

De plus, le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2, tient compte des besoins du personnel, y compris d’aspects comme l’information, les procédures, la formation et l’habitabilité des installations qui sont nécessaires pour gérer les accidents.

Pour illustrer la manière dont les facteurs humains et l’interface humain-machine sont pris en compte dans la conception des centrales nucléaires canadiennes, on peut examiner les exigences relatives au système d’affichage des paramètres de sûreté. Le REGDOC-2.5.2 exige un système d’affichage des paramètres de sûreté qui présente suffisamment d’information sur les paramètres de sûreté essentiels pour le diagnostic et l’atténuation des accidents de dimensionnement et des conditions d’extension du dimensionnement. Le système d’affichage des paramètres de sûreté doit être intégré à la conception globale de l’interface humain-machine de la salle de commande et s’y harmoniser. Les paramètres de surveillance post-accident, qui permettent de surveiller l’approche des limites de sûreté ou des processus ainsi que l’état des systèmes de sûreté, sont tous disponibles sur les écrans d’affichage des centrales nucléaires CANDU existantes. CANDU Énergie a conçu un système d’affichage des paramètres de sûreté dédié qui affiche de manière concise les paramètres critiques de sûreté et l’état du système de sûreté au personnel des opérations et de l’intervention en cas d’urgence, afin de les aider à déterminer de façon rapide et fiable l’état de la sûreté de la centrale nucléaire. Ce système d’affichage des paramètres de sûreté a été intégré à la conception de l’EC6 dans la salle de commande principale, la salle de commande auxiliaire, le centre de soutien technique et le centre de soutien d’urgence.

Article 19 : Exploitation

Chaque Partie contractante prend les mesures appropriées afin que :

1. l’autorisation initiale d’exploiter une installation nucléaire se fonde sur une analyse de sûreté appropriée et un programme de mise en service démontrant que l’installation, telle que construite, est conforme aux exigences de conception et de sûreté;
2. les limites et conditions d’exploitation découlant de l’analyse de sûreté, des essais et de l’expérience d’exploitation soient définies et révisées si besoin est pour délimiter le domaine dans lequel l’exploitation est sûre;
3. l’exploitation, la maintenance, l’inspection et les essais d’une installation nucléaire soient assurés conformément à des procédures approuvées;
4. des procédures soient établies pour faire face aux incidents de fonctionnement prévus et aux accidents;
5. l’appui nécessaire en matière d’ingénierie et de technologie dans tous les domaines liés à la sûreté soit disponible pendant toute la durée de vie d’une installation nucléaire;
6. les incidents significatifs pour la sûreté soient notifiés en temps voulu par le titulaire de l’autorisation correspondante à l’organisme de réglementation;
7. des programmes de collecte et d’analyse des données de l’expérience d’exploitation soient mis en place, qu’il soit donné suite aux résultats obtenus et aux conclusions tirées, et que les mécanismes existants soient utilisés pour mettre les données d’expérience importantes en commun avec des organismes internationaux et avec d’autres organismes exploitants et organismes de réglementation;
8. la production de déchets radioactifs résultant de l’exploitation d’une installation nucléaire soit aussi réduite que possible compte tenu du procédé considéré, du point de vue à la fois de l’activité et du volume, et que, pour toute opération nécessaire de traitement et de stockage provisoire de combustible irradié et de déchets directement liés à l’exploitation et se trouvant sur le même site que celui de l’installation nucléaire, il soit tenu compte du conditionnement et du stockage définitif.

19(i) Autorisation initiale

Il n’y avait aucune activité d’autorisation initiale liée à l’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire durant la période visée par le rapport.

L’examen par la CCSN d’une demande de permis d’exploitation initial d’une centrale nucléaire nécessite que le demandeur ait déjà démontré la conformité aux exigences pour le choix de l’emplacement, la conception et la construction (tel qu’il est décrit en grandes lignes aux alinéas 7.2(ii)b) et 7.2(ii)c), et aux articles 17 et 18). (Voir l’alinéa 7.2(ii)d) pour obtenir de plus amples renseignements sur l’information qu’un demandeur doit soumettre avec sa demande de permis d’exploitation.) La délivrance d’un permis d’exploitation initial est fondée sur une analyse de la sûreté appropriée et un programme de mise en service démontrant que la centrale nucléaire, telle qu’elle est construite et mise en service, respecte les exigences de sûreté et de conception.

Les exigences générales liées à l’analyse déterministe de la sûreté et à l’EPS sont décrites aux alinéas 14(i)c) et 14(i)d), respectivement. Le rapport final d’analyse de la sûreté présenté dans le cadre d’une demande de permis d’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire sera évalué en fonction des documents d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, REGDOC‑2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires et REGDOC‑2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires.

La surveillance réglementaire du programme de mise en service de la centrale nucléaire vise à déterminer ce qui suit :

• le programme de mise en service est élaboré de manière exhaustive et mis en œuvre de sorte de confirmer que les SSC importants pour la sûreté et la centrale intégrée présenteront un rendement conforme à l’intention de la conception, à l’analyse de la sûreté et aux exigences d’autorisation applicables;
• les procédures d’exploitation visant toutes les conditions d’exploitation et les états anormaux ont été validées dans la mesure du possible;
• le personnel de mise en service et d’exploitation a été formé et est qualifié pour mettre en service la centrale nucléaire et l’exploiter en toute sûreté, conformément aux procédures approuvées;
• le système de gestion a été bien élaboré, mis en œuvre et évalué de sorte à établir un milieu de travail sûr, efficace et de grande qualité en vue de l’exécution et du soutien du programme de mise en service.

Les essais de mise en service doivent être réalisés par phase et dans un ordre logique progressif tel qu’il est établi dans le REGDOC-2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service. Ils comportent au moins quatre phases :

Phase A

avant le chargement du combustible

Phase B

avant de quitter l’état d’arrêt sûr du réacteur

Phase C

essais de passage à la criticité et essais à faible puissance

Phase D

essais à puissance élevée

Il faut noter que les titulaires de permis peuvent ajouter des phases à un projet, et qu’un point d’arrêt doit être respecté à la fin de chaque phase. Selon la situation, la CCSN peut demander l’inclusion d’autres points d’arrêt réglementaires. La sélection des points d’arrêt réglementaires est généralement convenue entre le titulaire de permis et la CCSN, puis consignée dans le permis d’exploitation.

Avant de passer à la phase suivante, de mise en service, le titulaire de permis doit démontrer à la CCSN qu’il respecte tous les prérequis obligatoires qu’ils ont établis conjointement. De plus, il doit s’assurer que les SSC associés à la phase en cours dans le dossier de sûreté ont été installés et qu’ils respectent leur fonction de sûreté nominale, dans la mesure du possible.

Les étapes suivantes devraient être réalisées à la fin de chaque phase de la mise en service :

• des documents certifiant le rendement des essais et fournissant les autorisations nécessaires relatives à la phase pour poursuivre l’exécution du programme de mise en service devraient être préparés et diffusés;
• l’organisation chargée de la mise en service devrait émettre des certificats d’essais confirmant que les essais ont bien été exécutés en conformité avec les procédures autorisées et y indiquer toute réserve ou tout écart par rapport aux procédures ainsi que les limites des procédures;
• l’organisation chargée de la mise en service devrait émettre des certificats d’achèvement de la phase certifiant ainsi que tous les essais de la phase de mise en service concernée ont été exécutés avec satisfaction (dresser la liste de toutes les lacunes et des cas de non‑conformité, le cas échéant); les certificats d’achèvement de phase devraient aussi inclure une liste des certificats d’essais connexes;
• il faut s’assurer que les phases subséquentes peuvent être réalisées en toute sécurité et que la sûreté de l’installation dotée de réacteurs ne dépend jamais du rendement de SSC non testés.

Étant donné qu’un point d’arrêt réglementaire doit être observé à la fin de chaque phase, la demande écrite soumise à la CCSN en vue d’obtenir l’approbation de passer à la phase suivante devrait confirmer ce qui suit :

• tous les engagements relatifs au projet qui sont liés à la phase ont été exécutés;
• tous les systèmes requis pour l’exploitation sûre au-delà de la phase sont disponibles;
• toutes les procédures d’exploitation spécifiées ont été officiellement vérifiées et validées
• la formation nécessaire a été donnée et le personnel est compétent;
• tous les cas de non-conformité et les résultats inattendus relevés pendant les travaux menant à la phase suivante ont été réglés.

Pour chaque phase de mise en service, le titulaire de permis doit établir un ensemble de points de contrôle de mise en service (PCM) afin de respecter un processus transparent, responsable et efficace qui permet de démontrer officiellement la conformité aux prérequis à la levée de chaque PCM.

Certains PCM sont également des points d’arrêt réglementaires, qui nécessitent l’autorisation préalable de la Commission ou d’une personne autorisée par celle-ci pour poursuivre le programme de mise en service. Les PCM non liés à l’autorisation sont généralement considérés comme des points de référence, observés par le personnel de la CCSN. Les titulaires de permis doivent assurer un contrôle approprié de tous les PCM. Tous les PCM applicables non liés à l’autorisation doivent être achevés à la satisfaction de la CCSN afin d’obtenir la levée du contrôle des points d’arrêt réglementaires.

L’annexe 19(i) fournit davantage de renseignements sur l’exécution du programme de mise en service, la contribution des concepteurs de réacteur et la surveillance réglementaire de la mise en service d’une centrale nucléaire.

19(ii) Limites et conditions d’exploitation

19(ii)a) Identification des limites d’exploitation sûre

L’exigence pour les titulaires de permis de centrales nucléaires de décrire, dans une demande de permis d’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I, les systèmes et l’équipement, y compris leurs conception et conditions d’exploitation, est stipulée à l’alinéa 6b) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Les limites d’exploitation sûre satisfont aux exigences réglementaires, normes et lignes directrices liées à la conception et à l’exploitation de centrales nucléaires, y compris les principes de défense en profondeur. Dans le passé, elles étaient intégrées dans les manuels d’exploitation et les manuels sur les défaillances (voir le paragraphe 19(iv)).

L’ensemble des exigences relatives à l’exploitation sûre d’une centrale nucléaire CANDU comprend ce qui suit :

• exigences sur les systèmes spéciaux de sûreté et l’équipement ou les fonctions de sûreté en attente (p. ex., points de repère et autres paramètres limitatifs, exigences de disponibilité);
• exigences sur les systèmes fonctionnels (p. ex., paramètres limitatifs, principes et spécifications d’essais et de surveillance, exigences de rendement dans des conditions anormales);
• prérequis pour le retrait du service des systèmes spéciaux de sûreté et autre équipement fonctionnel en attente ou lié à la sûreté.

Ces exigences sont tirées des analyses de la sûreté de dimensionnement qui sont décrites dans le rapport d’analyse de la sûreté. L’analyse de la sûreté examine les réponses de la centrale nucléaire aux perturbations des processus fonctionnels, aux défaillances de systèmes, aux défaillances de composants et aux erreurs humaines. D’autres exigences (p. ex., celles cernées dans le cadre d’une analyse à l’appui de la conception ou d’une EPS) pourraient notamment viser les limites liées à l’équipement et aux matériaux, les exigences opérationnelles, le vieillissement de l’équipement, les incertitudes liées à l’instrumentation et à l’analyse. Les évaluations des modes de défaillance et les analyses des effets peuvent également permettre de relever des exigences s’inscrivant dans le cadre des limites d’exploitation sûre. En principe, l’analyse tient compte de tous les niveaux de puissance permis; toutefois, il est impossible d’analyser à l’avance tous les états potentiels pouvant survenir au cours de la vie d’une centrale nucléaire. Par conséquent, on vise à prendre en compte dans l’analyse un éventail suffisant de situations pour définir les limites d’exploitation sûre qui englobent les variations attendues sur le plan des conditions en fonction d’une description raisonnablement détaillée du rendement des systèmes et de l’équipement.

Les limites d’exploitation des centrales nucléaires canadiennes sont établies dans les documents sur les paramètres d’exploitation sûre (PES, voir l’alinéa 19(ii)b)). Tout changement aux limites d’exploitation pouvant avoir des effets négatifs sur la sûreté nécessite des justifications appropriées de la part du personnel de soutien à l’exploitation et fait l’objet d’un examen par la CCSN.

19(ii)b) Paramètres d’exploitation sûre

Le projet relatif aux PES visait à définir plus exactement les limites d’exploitation sûre des centrales nucléaires canadiennes, afin de faciliter leur mesure par le personnel des opérations. Dans le passé, les titulaires de permis définissaient les limites opérationnelles pertinentes principalement en fonction des lignes de conduite pour l’exploitation (LCE). Toutefois, étant donné que les LCE ne représentent qu’un sous‑ensemble des limites pertinentes, les titulaires de permis ont entrepris un projet visant à mieux définir les PES en tant qu’ensemble de limites complètes et exhaustives dérivées de l’analyse de la sûreté au moyen de processus contrôlés, selon les exigences de la norme du Groupe CSA N290.15-F10, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires. Une fois les PES mis en œuvre, tous les titulaires de permis ont entamé la phase d’entretien et examineront périodiquement les modifications aux documents qui découlent de révisions à la conception, à l’exploitation, à l’analyse de la sûreté ou aux exigences de permis par rapport aux documents sur les PES.

19(iii) Procédures d’exploitation, d’entretien, d’inspection et d’essai

L’exploitation, l’entretien, l’inspection et l’essai des systèmes, de l’équipement et des composants des centrales nucléaires sont exécutés conformément à la gouvernance et aux procédures approuvées. La gouvernance et les procédures sont incorporées dans divers programmes des titulaires de permis au sein de la structure du système de gestion de la centrale nucléaire (voir l’alinéa 13a)).

La gouvernance définit les exigences organisationnelles et administratives pour l’établissement et la mise en œuvre de l’entretien préventif, correctif et anticipé; les inspections périodiques; les essais; les réparations et remplacements; la formation du personnel; l’approvisionnement de pièces de rechange; la prestation de services et d’installations connexes; la génération, la collecte et la rétention de documents d’exploitation et d’entretien.

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires établit les exigences relatives aux politiques, processus et procédures d’entretien des SSC de chaque centrale nucléaire. L’éventail des activités d’entretien spécifiées comprend la surveillance, l’inspection, l’essai, l’évaluation, l’étalonnage, l’entretien ordinaire, la remise en état, la réparation et le remplacement des pièces, qui visent tous à permettre de veiller à ce que la fiabilité et l’efficacité de tout l’équipement et tous les systèmes demeurent conformes aux exigences pertinentes.

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires précise que le programme de fiabilité d’une centrale nucléaire doit :

• cerner tous les systèmes importants pour la sûreté;
• préciser des objectifs de fiabilité pour ces systèmes;
• décrire les modes de défaillance potentiels de ces systèmes;
• préciser les capacités minimales et les niveaux de rendement que ces systèmes doivent atteindre pour satisfaire aux exigences réglementaires et aux objectifs de sûreté de la centrale;
• fournir des renseignements au programme d’entretien pour maintenir l’efficacité de ces systèmes;
• prévoir des inspections, des essais, des modélisations, de la surveillance ou d’autres mesures afin d’évaluer la fiabilité de ces systèmes;
• inclure des dispositions pour assurer, vérifier et démontrer que le programme est mis en œuvre de manière efficace;
• documenter les éléments du programme;
• rendre compte des résultats du programme.

L’identification des systèmes importants pour la sûreté est fondée sur les EPS (voir l’alinéa 14(i)d)), les analyses déterministes (voir l’alinéa 14(i)c)) et la rétroaction des groupes d’experts. Les centrales nucléaires disposent d’exigences pour l’entretien et l’essai des procédures relatives aux systèmes spéciaux de sûreté afin de veiller à ce qu’aucune fonction de sûreté ne soit compromise par les activités d’entretien. L’essai des systèmes de sûreté est requis à une fréquence qui démontre que chaque fonction de sûreté s’applique correctement et respecte les limites de disponibilité (en général, supérieure à 99,9 %). Chaque composant d’un système spécial de sûreté fait l’objet d’un essai de fonctionnement régulier. Des exigences précises relatives aux essais visant à confirmer la disponibilité et le fonctionnement des systèmes de sûreté et des systèmes relatifs à la sûreté sont décrits à l’alinéa 14(ii)a).

Les procédures suivies par le personnel de la centrale nucléaire durant l’exploitation routinière de la centrale nucléaire et de ses systèmes auxiliaires se trouvent dans les manuels d’exploitation, qui contiennent ce qui suit :

• les procédures relatives aux système s qui aident les opérateurs dans l’exercice des activités normales, comme le démarrage et l’arrêt des systèmes et les défaillances mineures se limitant à un seul système;
• les procédures globales de contrôle des tranches qui coordonnent d’importantes évolutions, comme le démarrage et l’arrêt des tranches et les importants transitoires de la centrale;
• les procédures d’intervention manuelle en cas d’alarme, qui fournissent au personnel des opérations les renseignements nécessaires à l’égard des fonctions des alarmes, notamment des points de repère, les causes probables des alarmes, des renseignements pertinents, des références et les mesures d’intervention des opérateurs.

Afin de faciliter l’exploitation sûre et uniformisée des centrales nucléaires, les titulaires de permis produisent des rapports détaillés d’événement ou des rapports sur l’état de la centrale. Ces documents contiennent de l’information sur les événements indésirables jugés importants sur le plan de l’exploitation des centrales nucléaires. Ils font l’objet d’un examen pour confirmer l’exploitation sûre et contribuent à relever les mesures correctives nécessaires ou les possibilités d’amélioration (voir le paragraphe 19(vii) pour obtenir de plus amples renseignements). Les enjeux de moindre importance sont également déclarés aux fins d’établissement des tendances.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mis en œuvre durant la période visée par le rapport plusieurs améliorations qui auront une incidence favorable sur divers aspects de l’exploitation, de l’entretien, de l’inspection, de l’essai et de la fiabilité. Des améliorations au matériel et aux logiciels de surveillance ont également été mises en œuvre, afin de renforcer les capacités de surveillance et d’établissement des tendances des composants et des systèmes. Bruce Power a réorganisé toutes les activités d’entretien sous l’égide d’une division centralisée, appelée la Division du rendement de l’équipement, en regroupant l’entretien, le génie, la gestion du travail et l’évaluation en fonction d’équipes de rendement responsables de l’équipement principal et en donnant à ces équipes le pouvoir et la capacité d’apporter des améliorations sur le plan du bon état de l’équipement. Bruce Power s’attend à ce que ce réaménagement accroisse le rendement en matière de sûreté et d’exploitation grâce à une meilleure responsabilisation de ces équipes relativement à l’équipement.

À Darlington, les ordinateurs qui surveillent les systèmes d’arrêt de chaque tranche font l’objet d’une mise à niveau visant à gérer l’obsolescence du matériel ainsi qu’à assurer le maintien de la fiabilité des systèmes d’arrêt et de la sûreté de la centrale pour la prolongation des activités de Darlington. Les ordinateurs des systèmes d’arrêt (affichage/essai et déclenchement) de la tranche 2 ont été remplacés en 2018. OPG s’est engagée à mettre à niveau les ordinateurs des systèmes d’arrêt pour chaque tranche durant la période de remise à neuf prévue de 2020 à 2026.

Bien que toutes les centrales nucléaires d’OPG aient toujours disposé de systèmes numériques de régulation et de surveillance pour le contrôle des réacteurs et la manutention du combustible, la transition d’autres instruments de la salle de commande de systèmes analogues à des systèmes numériques s’est poursuivie dans tous les sites de centrales nucléaires d’OPG afin de renforcer les capacités de surveillance et de contrôle.

19(iv) Procédures d’intervention en cas d’accidents et d’incidents de fonctionnement

Aux termes du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, chaque titulaire de permis de centrale nucléaire doit mettre en place des mesures pour éviter ou atténuer les effets des rejets accidentels de substances nucléaires et dangereuses, de même que des mesures visant à aider les autorités extérieures dans le cadre d’activités de préparation aux situations d’urgence. Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2, établit les exigences détaillées relatives aux plans d’urgence et capacités d’intervention sur le site. Les plans et les programmes d’intervention, y compris les dispositions de gestion d’accidents, sont soumis à la CCSN dans le contexte de la demande de permis (voir l’alinéa 16.1b) pour obtenir de plus amples renseignements). La CCSN observe également la formation aux situations d’urgence, les exercices et la gestion des accidents graves sur le site pour confirmer la mise en œuvre adéquate des dispositions propres au site des plans d’intervention en cas d’urgence des titulaires de permis.

On reconnaît que les conséquences d’accidents dans le réacteur peuvent être minimisées au moyen d’une saine gestion des accidents sur le site et hors site. On y parvient en mettant au point, à l’avance, des procédures d’exploitation visant à aider et à orienter les opérateurs lors de l’intervention en cas d’accidents. Chaque titulaire de permis de centrale nucléaire maintient un effectif minimal afin de veiller à ce qu’il y ait toujours suffisamment de personnel qualifié pour intervenir en cas d’urgence (pour obtenir de plus amples renseignements, voir l’annexe 11.2a)). Toutes les centrales nucléaires canadiennes sont dotées d’une série exhaustive de manuels et de procédures hiérarchiques, qui portent sur l’exploitation normale de la centrale, les incidents de fonctionnement prévus et les conditions d’accidents et qui sont régulièrement mis à l’épreuve dans le cadre d’exercices sur le site. Bien que les procédures soient différentes d’une centrale à l’autre, le système comprend généralement ce qui suit :

• un manuel visant les incidents anormaux;
• un manuel en cas de défaillance du système spécial de sûreté (qui peut être un sous‑produit du manuel visant les incidents anormaux);
• un manuel de radioprotection (ou des directives de radioprotection).

L’ensemble des procédures du manuel visant les incidents anormaux oriente le personnel des opérations en cas de défaillance des systèmes de sûreté, de défaillance des systèmes fonctionnels ou d’événement de mode commun (incidents de fonctionnement prévus). Il s’agit en général de procédures établies en fonction d’événements dont l’objectif ultime est l’arrêt sûr de la tranche. Les procédures relatives aux paramètres de sûreté essentiels constituent un soutien pour toutes les procédures, mais sont particulièrement utiles durant les transitoires. Elles offrent une structure pour la surveillance accrue des paramètres d’exploitation essentiels des centrales nucléaires dans des conditions d’accidents particulières et lorsque la nature précise d’un événement ne peut être déterminée. Elles offrent également un cadre axé sur les symptômes pour la régulation du réacteur, le refroidissement du combustible et le confinement du rayonnement.

Les procédures du manuel de radioprotection visent à assurer la sûreté des opérateurs et du public dans des conditions normales et en cas d’incident important mettant en cause le rayonnement. Ces procédures :

• facilitent la classification et la catégorisation des événements;
• visent les notifications hors site;
• orientent les mesures de protection et la surveillance dans des conditions d’accidents.

À la suite d’événements importants, on détermine officiellement leurs causes profondes et on établit des mesures correctives adaptées à la situation.

L’appendice C présente des exemples d’événements opérationnels importants sur le plan de la sûreté survenus dans les centrales nucléaires canadiennes durant la période visée par le rapport. Ces exemples illustrent la manière dont les titulaires de permis sont intervenus lors des événements et dont la CCSN a réalisé son suivi réglementaire. Les efforts des titulaires de permis en vue de régler ces événements opérationnels ont permis de corriger efficacement les lacunes et d’empêcher que les événements se produisent à nouveau. Aucun événement n’a représenté une menace importante pour les personnes ou l’environnement. Par exemple, il n’y a eu aucune défaillance fonctionnelle grave dans une centrale nucléaire durant la période visée par le rapport. Il n’y a eu aucun événement nécessitant une cote sur l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques (INES), étant donné que tous les événements, en fonction d’un examen préalable à l’attribution d’une cote, ont été classés au niveau 1 ou ont été jugés inférieurs à l’échelle (c.‑à‑d. au niveau 0).

Gestion des accidents graves

La gestion des accidents graves (GAG) vise à empêcher l’évolution d’un accident en un accident grave ou à atténuer un accident grave lorsque les mesures préventives ne suffisent pas. Elle est fondée sur des dispositions liées à la conception, à l’orientation et aux procédures utilisées par le personnel de la centrale nucléaire, de même que des activités de formation appropriées. L’intervention en cas d’accidents graves peut être renforcée par l’intermédiaire de ressources externes qui complètent ou remplacent les ressources sur le site, y compris le combustible, l’eau, l’alimentation électrique ou l’équipement comme des pompes ou des génératrices. Les exigences et l’orientation de la CCSN se trouvent dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.3.2, Gestion des accidents, version 1, et sont également abordées dans le REGDOC‑2.3.2, Gestion des accidents, version 2.

Les dispositions relatives à la gestion des accidents graves peuvent être différentes d’une centrale nucléaire à l’autre, selon l’emplacement et la nature de la centrale, étant donné que certaines centrales nucléaires sont des installations à une seule tranche situées dans des endroits relativement éloignés, et d’autres sont des installations à tranches multiples situées près des grandes agglomérations urbaines.

Lignes directrices pour la gestion des accidents graves

La conversion des Lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) génériques en LDGAG propres à une centrale et la mise en œuvre de ces LDGAG propres à la centrale ont été achevées pour toutes les centrales nucléaires canadiennes, sauf Gentilly-2. Étant donné que le réacteur de Gentilly-2 a été mis à l’arrêt et placé en état de stockage sûr, le titulaire de permis a achevé l’élaboration et la mise en œuvre de ses LDGAG visant la piscine de stockage du combustible usé seulement.

L’élaboration et la mise en œuvre de LDGAG propres à une centrale nécessitent la prise en compte de la conception, de l’exploitation, de l’équipement, de l’instrumentation et de la structure organisationnelle propres à la centrale. Cela inclut l’élaboration d’instructions pour les rôles et responsabilités du personnel participant à la GAG et à l’intervention en cas d’urgence, de lignes directrices pour les opérations de la salle de commande et du groupe de soutien technique, des exigences particulières pour la formation du personnel et des exercices appropriés dans le contexte de la validation des LDGAG.

L’examen post-Fukushima de l’orientation procédurale et des capacités nominales des centrales nucléaires en exploitation à gérer les accidents, y compris ceux qui mettent en cause d’importants dommages au cœur, a permis de confirmer que les LDGAG sont adéquates. La mise en œuvre des mises à jour apportées aux LDGAG à la suite des événements de Fukushima et la démonstration de l’efficacité des LDGAG au moyen d’exercices aux centrales se poursuivent.

Les lignes directrices sur l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (LDEAU) ont été élaborées et mises en œuvre afin d’orienter le déploiement de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence en tant que capacité additionnelle sur le site aux fins d’alimentation en eau et en électricité en vue de gérer les accidents. L’intégration des procédures des centrales (p. ex., manuels visant les incidents anormaux, procédures d’exploitation en cas d’urgence) aux LDGAG et aux LDEAU est terminée. Bruce Power a mis en place des trousses de LDGAG dans des emplacements stratégiques des centrales pour permettre la mise en œuvre rapide des mesures relatives aux LDGAG. Ces trousses comprennent tous les outils, matériaux et équipements nécessaires pour permettre la prise rapide des mesures relatives aux LDGAG.

La vérification de la formation et des documents sur les LDGAG/LDEAU de même que la validation du programme de GAG sont principalement réalisées au moyen d’examens de la documentation, d’exercices aux centrales ou d’exercices d’urgence à grande échelle qui simulent des scénarios d’accident grave.

Durant la période visée par le rapport, le personnel de la CCSN a entrepris des activités visant l’examen des programmes de GAG des titulaires de permis, notamment les suivantes :

• évaluations techniques de la conformité du fondement technique et de la documentation des LDGAG propres à la centrale;
• examen des LDEAU et de leur intégration aux LDGAG et à d’autres procédures et manuels de la centrale;
• entrevues avec le personnel de la centrale à l’égard de la GAG et de l’intervention en cas d’urgence;
• évaluations des exercices aux centrales simulant des accidents graves lors desquels les LDGAG et les LDEAU sont appliquées;
• simulations analytiques de l’évolution d’un accident grave avec et sans mesures établies dans les LDGAG;
• évaluation intégrale tenant compte de tout ce qui précède.

Respecter le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015

Le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire de 2015 nécessite la tenue régulière d’évaluations exhaustives et systématiques de la sûreté pour les installations existantes tout au long de leur vie afin de cerner des améliorations à la sûreté qui visent à atteindre l’objectif du principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (chapitre I). Tel qu’il est décrit à la section E du chapitre I, l’objectif du principe (1) est que les nouvelles centrales nucléaires soient conçues, implantées et construites conformément à l’objectif de prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation et, en cas d’accident, d’atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et d’empêcher les rejets précoces de matières radioactives et les rejets de matières radioactives d’une ampleur telle que des mesures et des actions de protection à long terme sont nécessaires. Le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire nécessite également que des améliorations à la sûreté raisonnablement possibles ou faisables, à l’appui de cet objectif, soient mises en œuvre rapidement. Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de procédures et de lignes directrices qui visent l’intervention en cas d’accidents et d’incidents de fonctionnement, qui empêchent l’évolution vers des conditions plus graves et qui atténuent les conséquences possibles. Les titulaires de permis ont continué de perfectionner ces procédures et de les adapter à leurs installations existantes de manière opportune.

Exemple d’un programme de LDGAG d’un titulaire de permis

OPG a adopté les LDGAG génériques du COG sur lesquelles elle a fondé les LDGAG propres aux centrales de Pickering et de Darlington, en fonction de leurs caractéristiques de conception, spécifications et capacités respectives. Elle a apporté divers ajouts et modifications aux systèmes existants afin d’incorporer la défense en profondeur en ajoutant des défenses au moyen d’équipement portatif d’atténuation en cas d’urgence (voir l’article 18 pour obtenir de plus amples renseignements). Les LDGAG d’OPG comprennent des directives relatives à des accidents graves potentiels associés à des sources radioactives hors réacteur, comme les piscines de stockage du combustible usé.

Les LDEAU ont été élaborées pour faciliter le déploiement de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) dans toutes les centrales. L’EAU comprend tous les outils qui facilitent la connexion aux SSC existants et l’exploitation de l’équipement. L’efficacité de ces LDGAG est validée et vérifiée périodiquement au moyen d’exercices réalisés par OPG dans toutes ses centrales, sous la supervision de la CCSN. Les leçons tirées de ces exercices permettent de renforcer les LDGAG, les LDEAU et les procédures connexes.

OPG dispose d’installations hors site, comme le centre de gestion du site et l’installation d’exploitation en cas d’urgence, qui permettent d’organiser une intervention coordonnée en toute sûreté en cas d’accident grave. Divers moyens de communication sont offerts à ces installations afin d’assurer une liaison constante avec le site.

Toutes les LDGAG, les LDEAU, les installations, les procédures et les exigences de formation et de qualification, en conjonction avec le programme d’accident hors dimensionnement et les modifications connexes, constituent un cadre rigoureux pour le programme de GAG d’OPG.

19(v) Soutien technique et de l’ingénierie

Le soutien technique et de l’ingénierie nécessaire dans tous les domaines liés à la sûreté doit être offert tout au long de la vie d’une centrale nucléaire, y compris dans des conditions d’accidents ou lors du déclassement.

L’article 11 porte sur les ressources financières et humaines du titulaire de permis, qui sont planifiées tout au long de la vie de la centrale nucléaire et durant son déclassement. On prévoit également des budgets pour l’embauche de fournisseurs de services externes et la passation de marchés en vue d’obtenir du soutien dépassant l’expertise technique et d’ingénierie du personnel à temps plein. Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de contrats de service conclus avec d’autres entreprises canadiennes qui comprennent le soutien à la recherche, au génie, à l’analyse, à l’évaluation, à l’entretien, aux inspections et à la conception. Le programme de R‑D sur les réacteurs CANDU, qui appuie les centrales nucléaires en exploitation, est décrit à l’appendice D.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes disposent de processus de chaîne d’approvisionnement qui visent à veiller à ce que les services qu’ils obtiennent accomplissent leur objectif et respectent les exigences pertinentes.

Par exemple, le processus de chaîne d’approvisionnement d’OPG établit des attributs clés qui permettent de reconnaître la qualité des livrables fournis par des organisations externes qui pourraient avoir une incidence sur la sûreté :

• un personnel suffisant pour maintenir une expertise spécialisée dans les domaines requis (p. ex., la thermohydraulique);
• une connaissance approfondie des enjeux de réglementation passés et présents;
• de bonnes relations avec les spécialistes du personnel de réglementation;
• une connaissance approfondie de la conception et de l’exploitation de centrales nucléaires
• la capacité d’offrir un leadership sur les enjeux techniques au sein du secteur nucléaire canadien.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires mettent à profit la fonction de responsable de la conception pour veiller à ce que l’intégrité des conceptions approuvées et le processus de conception soient maintenus. La responsabilité de la conception est assumée par l’ingénieur en chef et vise la responsabilité globale du processus de conception, l’approbation des changements à la conception et l’assurance que les connaissances requises à l’égard de la conception de référence sont maintenues telles qu’elles sont définies et appliquées dans le système de gestion. La portée de la responsabilisation permet de veiller à ce qui suit :

• un bassin de connaissances sur les aspects pertinents de l’installation et les produits est établi et actualisé, et les constatations tirées de l’expérience et de la recherche sont prises en compte;
• tous les renseignements sur la conception nécessaires à la sûreté de l’installation sont disponibles;
• les mesures de sécurité nécessaires sont en place;
• la configuration de la conception est maintenue pour les conceptions approuvées;
• une vérification appropriée de la conception est appliquée;
• toutes les interfaces nécessaires sont en place;
• toutes les compétences techniques et scientifiques sont maintenues;
• les règles et procédures appropriées de conception, y compris les codes et normes, sont mises à profit;
• les travaux techniques sont exécutés par du personnel qualifié au moyen de méthodes appropriées, conformément aux procédures.

Toutes les centrales nucléaires canadiennes sont généralement dotées de la même conception de réacteur, et les titulaires de permis collaborent donc étroitement avec leurs partenaires, notamment par l’intermédiaire du COG. De plus, les titulaires de permis peuvent facilement partager des ressources techniques et de génie. Ils font actuellement appel aux mêmes entrepreneurs, y compris des spécialistes, notamment :

• des organisations d’intervention en cas d’urgence;
• des groupes de soutien technique qui comprennent des entrepreneurs offrant un soutien à l’intervention en cas d’accident pour les LDGAG.

En outre, il existe au sein de l’industrie des ententes d’assistance mutuelle. L’adhésion à des organisations comme l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO) et le COG facilitent également l’assistance entre les organisations membres.

Hydro-Québec continue de maintenir le soutien technique et en matière de génie nécessaire à Gentilly-2 durant la phase de stockage sûr. Le groupe de services techniques et de génie à Gentilly-2 dispose d’un soutien additionnel de la part du personnel d’Hydro-Québec qui travaille dans d’autres emplacements non nucléaires ou au sein d’organisations d’entrepreneurs spécialisés.

À Pickering, d’importantes réductions du personnel devraient être nécessaires à la fin de l’exploitation commerciale de la centrale nucléaire. En 2014, OPG a formé une équipe dédiée, qui est responsable de la planification générale de la fin de l’exploitation commerciale de la centrale nucléaire. Cela inclut les plans d’affectation des ressources ainsi que des plans visant les aspects physiques de la centrale, comme le projet de stockage sûr et les plans de déclassement. Les plans d’affectation des ressources permettront de veiller à ce que le personnel approprié soit réaffecté à l’interne en vue des travaux de déclassement.

19(vi) Déclaration des incidents importants pour la sûreté

Les titulaires de permis utilisent les documents sur l’état de la centrale ou les rapports d’événement pour communiquer des renseignements sur les événements indésirables qui sont jugés importants sur le plan de l’exploitation des centrales nucléaires. Les titulaires de permis déterminent l’importance de ces événements au moyen de procédures opérationnelles précises. Durant la période visée par le rapport, les titulaires de permis ont déclaré les événements importants sur le plan de la sûreté à la CCSN rapidement et conformément aux exigences du document d’application de la réglementation de la CCSN intitulé REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. De plus amples renseignements sur les exigences et le travail du personnel de la CCSN à l’égard de la surveillance et du suivi des événements importants sur le plan de la sûreté dans les centrales nucléaires sont présentés à l’alinéa 7.2(iii)b).

La CCSN saisit les descriptions des événements qui s’inscrivent sur l’INES dans le Nuclear Event Web-based System (NEWS) de l’AIEA, un système électronique de consignation des événements nucléaires. 

Le Canada est également déterminé à déclarer dans le Système international de signalement des incidents (IRS), une base de données des événements internationaux exploitée conjointement par l’AIEA et l’AEN, les événements importants qui surviennent dans les centrales nucléaires canadiennes. Il nomme à titre de coordonnateur national un membre du personnel de la CCSN qui recueillera, analysera et présentera l’information sur les événements se produisant au Canada. Chaque année, il fait rapport des mesures prises au Canada pour traiter les événements déclarés à l’échelle internationale par l’intermédiaire de ses délégués aux forums appropriés, comme le comité technique du système IRS ou le Groupe de travail sur l’expérience en exploitation de l’AEN.

Les enjeux découlant de l’expérience d’exploitation (OPEX) (autres que les événements) sont déclarés dans d’autres forums. À la CCSN, ces enjeux sont signalés lors des réunions de la direction et par le biais de rapports d’inspection. La sélection des enjeux qui seront communiqués au public et dans les forums internationaux est effectuée dans le contexte de la préparation des rapports initiaux d’événements (RIE), qui sont présentés à la Commission. Le personnel de la CCSN dispose de directives à l’égard de la sélection des RIE dans le cadre de la production de ces rapports à l’intention de la Commission.

Dans toutes les centrales nucléaires, l’importance de toute constatation autre que des incidents (p. ex., dégradation imprévue de l’équipement, enjeux relatifs à la gestion soulevés par divers moyens, y compris des examens par les pairs de la WANO, lacunes sur le plan de la conception) est cotée à l’aide des critères établis dans le programme de mesures correctives.

19(vii) Rétroaction sur l’expérience de l’exploitation

Les titulaires de permis de centrales nucléaires effectuent l’analyse et l’établissement des tendances des événements revêtant une importance relativement faible pour la sûreté afin d’aider à empêcher que des événements assortis de conséquences plus importantes se produisent. Les titulaires de permis disposent de programmes actifs d’OPEX facilités par le COG, la WANO et l’Electric Power Research Institute (EPRI).

On utilise des mécanismes existants pour mettre en commun les données d’OPEX importantes au sein de l’industrie CANDU de même qu’avec des organismes internationaux et avec d’autres organismes exploitants et organismes de réglementation.

Le processus de collecte, d’analyse et de diffusion des leçons apprises de l’OPEX s’inscrit normalement dans le cadre des programmes d’assurance de la qualité des titulaires de permis. La norme du Groupe CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires exige la prise de mesures pour veiller à ce que l’OPEX soit documentée, évaluée et incorporée dans le cadre de l’exploitation de la centrale nucléaire et de son programme d’assurance de la qualité, le cas échéant. Il stipule également que ces renseignements doivent être diffusés au personnel lors des autres phases du cycle de vie de la centrale nucléaire.

Les principales sources de renseignements en matière d’OPEX sont les documents sur l’état de la centrale et les rapports d’événement. D’autres rapports des titulaires de permis sont notamment les rapports annuels et trimestriels, les rapports en service et les rapports de vérification interne.

Les titulaires de permis intègrent l’OPEX dans tous les aspects de l’exploitation et de la gestion d’une centrale nucléaire. Par exemple, Énergie NB a mis au point un système d’identification des problèmes et de mesures correctives, alors qu’OPG dispose d’un site Web sur l’OPEX qui comprend les documents sur l’état de la centrale. Les titulaires de permis de centrales nucléaires mettent à profit l’OPEX tirées des sites Web de la WANO, du COG et de l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO).

Le COG dispose d’un programme de communication de l’information et préside une téléconférence hebdomadaire sur la sélection de l’OPEX qui sert de comité de sélection CANDU formé de représentants de l’industrie responsables de l’OPEX; ce comité examine les rapports d’événement des centrales nucléaires dotées de réacteurs CANDU et d’autres sources du secteur nucléaire.

De plus, la CCSN a établi le programme du centre d’expérience de l’exploitation en vue d’examiner systématiquement les événements nationaux et internationaux et de mettre à profit l’expertise intégrée du personnel de la CCSN, veillant à ce que les événements fassent l’objet d’un suivi rapide. Le centre d’expérience de l’exploitation tire son information de différentes sources, notamment les suivantes :

• le Système central de signalement et de suivi des événements, une base de données servant à recueillir les événements déclarés dans les centrales nucléaires canadiennes, à en établir la catégorie et à en faire le suivi;
• le système IRS;
• le Groupe de travail sur l’expérience en exploitation de l’AEN.

Les problèmes et enjeux cernés à la suite de l’examen des événements qui pourraient s’appliquer aux autres centrales nucléaires sont relevés et portés à l’attention des inspecteurs de site et de divers groupes spécialisés de la CCSN.

Le personnel de la CCSN intègre les résultats des analyses des causes profondes dans ses examens et évaluations des mesures correctives prises par un titulaire de permis à la suite d’un événement donné. D’autres mesures sont demandées si les mesures correctives prises par le titulaire de permis sont jugées inadéquates. De plus, les inspecteurs de site de la CCSN évaluent l’état d’avancement des mesures correctives pour s’assurer qu’elles ont été mises en œuvre rapidement.

Les équipes d’inspection de la CCSN consultent les renseignements en matière d’OPEX dans le Système central de signalement et de suivi des événements lorsqu’elles planifient leurs stratégies de vérification et lorsqu’elles repèrent des domaines problématiques sur le plan de l’exploitation ou de l’entretien (comme la non-conformité aux procédures, les lacunes procédurales et l’utilisation de composants non conformes). De même, les évaluations de la CCSN reposent souvent sur les renseignements en matière d’OPEX consignés dans cette base de données. Dans le cadre du déroulement normalisé des inspections, les inspecteurs de la CCSN vérifient les documents sur l’état de la centrale ou les rapports d’événement du titulaire de permis, en plus des rapports de bon fonctionnement des systèmes, pour s’assurer que l’OPEX et la portée des conditions aient été appliqués aux systèmes par les titulaires de permis.

19(viii) Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs sur le site

Responsabilité et cadre de réglementation

Le gouvernement du Canada a mis au point un cadre stratégique exhaustif pour les déchets radioactifs qui comprend des principes régissant les arrangements institutionnels et financiers visant l’élimination ou l’évacuation des déchets radioactifs par les producteurs et propriétaires de déchets. Il veillera à ce que l’élimination ou l’évacuation des déchets radioactifs soit exécutée en toute sûreté et de manière écologique, exhaustive, économique et intégrée. Il est responsable d’élaborer les politiques, de réglementer et de superviser les producteurs et propriétaires afin de veiller à ce qu’ils respectent les exigences juridiques et à ce qu’ils assument leurs responsabilités financières et opérationnelles conformément aux plans approuvés d’élimination ou d’évacuation des déchets. Les producteurs et propriétaires de déchets sont responsables, conformément au principe du « pollueur-payeur », du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exécution de l’élimination ou l’évacuation des déchets et des installations requises à cette fin.

La CCSN a publié le document d’application de la réglementation suivant qui porte spécifiquement sur la gestion des déchets :

• REGDOC-2.11, Cadre canadien pour la gestion des déchets radioactifs et les plans de déclassement.

Aux termes de l’approche de la CCSN de la réglementation axée sur le rendement, le demandeur de permis propose une approche de gestion des déchets appuyée par des données scientifiques probantes. La CCSN évalue ensuite la proposition en fonction des exigences réglementaires existantes pour veiller à ce que la santé, la sûreté et la sécurité du public ainsi que l’environnement soient protégés.

Conformément à l’alinéa 3(1)j) du RGSRN, tous les demandeurs de permis qui exécutent des activités de gestion des déchets doivent communiquer à la CCSN le nom, la quantité, la forme, l’origine et le volume de tous les déchets radioactifs ou dangereux qui pourraient découler des activités à autoriser, y compris les déchets qui pourraient être stockés, gérés, traités, éliminés ou évacués sur le site des activités à autoriser, de même que la méthode proposée pour gérer et éliminer ou évacuer ces déchets.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule qu’une demande de permis d’exploitation visant toute installation nucléaire de catégorie I, y compris une installation de gestion des déchets préalable à leur élimination ou évacuation, doit comprendre les mesures, politiques, méthodes et procédures proposées pour l’exploitation et l’entretien de l’installation nucléaire ainsi que les procédures proposées pour la manutention, le stockage, le chargement et le transport des substances nucléaires et dangereuses.

Dans le cadre de l’amélioration continue, la CCSN procède à l’élaboration des documents d’application de la réglementation suivants :

• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs;
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, version 2.

De plus, le Groupe CSA a publié les normes d’intérêt suivantes pour les activités de gestion des déchets :

• CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié;
• CSA N292.1, Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives;
• CSA N292.2, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié;
• CSA N292.3, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité;
• CSA N292.5, Ligne directrice sur l’exemption ou la libération du contrôle réglementaire des matières contenant ou susceptibles de contenir des substances nucléaires;
• CSA N292.6, Gestion à long terme des déchets radioactifs et de combustible irradié.

Surveillance de la gestion des déchets radioactifs

La CCSN est responsable d’autoriser la gestion des déchets radioactifs, y compris, le cas échéant, son transport, son stockage et son élimination ou son évacuation. Étant donné que toutes les substances nucléaires associées aux activités autorisées deviendront en définitive des déchets radioactifs, la gestion sûre à long terme de tous les déchets radioactifs est prise en compte dans le processus d’examen d’autorisation par la CCSN de toute installation ou activité.

Lorsqu’elle rend des décisions en matière de réglementation à l’égard de la gestion des déchets radioactifs, la CCSN tient compte de la mesure dans laquelle les propriétaires des déchets ont appliqué les six principes suivants, stipulés dans le REGDOC-2.11 :

• La production de déchets radioactifs est minimisée dans la mesure du possible par la mise en œuvre de mesures de conception, des procédures d’exploitation et des pratiques de déclassement.
• La gestion des déchets radioactifs est proportionnelle aux dangers radiologiques, chimiques et biologiques posés par les déchets pour la santé et la sûreté des personnes, pour l’environnement et pour la sécurité nationale.
• L’évaluation des impacts futurs des déchets radioactifs sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement tient compte de la période durant laquelle l’impact maximal devrait survenir.
• Les impacts prévus sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement de la gestion des déchets radioactifs sont inférieurs aux impacts permissibles au Canada au moment de la décision en matière de réglementation.
• Les mesures nécessaires pour prévenir les risques déraisonnables aux générations actuelles et futures découlant des dangers des déchets radioactifs sont mises au point, financées et mises en œuvre le plus rapidement possible.
• Les effets transfrontaliers sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement qui pourraient découler de la gestion des déchets radioactifs au Canada ne sont pas plus élevés qu’au Canada.

La réduction des déchets constitue également un principe clé des normes CSA N292.0 et CSA N292.3. Par exemple, la norme CSA N292.0 comprend l’exigence que la production de déchets radioactifs doit être prise en compte à toutes les étapes du cycle de vie de l’installation, y compris sa conception, sa construction et son implantation, sa mise en service, son exploitation et son déclassement.

La CCSN exige que les titulaires de permis mettent en œuvre et maintiennent un programme de gestion des déchets. Les programmes de gestion des déchets des titulaires de permis, qui sont examinés par le personnel de la CCSN, doivent tenir compte du cycle des déchets (c.-à-d., réduire, réutiliser et recycler) et comprendre des stratégies visant à minimiser la production de déchets et à réduire le volume global des déchets nécessitant une gestion à long terme, tout en tenant compte de la santé et de la sûreté des travailleurs et de l’environnement conformément à la norme CSA N292.0.

Le Canada est un signataire de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs (Convention commune), un accord international régissant tous les aspects de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. La Convention commune constitue un traité ayant force obligatoire qui vise à assurer la gestion sûre des déchets radioactifs à l’échelle internationale. Elle représente l’engagement des États membres à atteindre et à maintenir un niveau élevé de sûreté sur le plan de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs dans le contexte du régime mondial de sûreté visant à assurer la protection des personnes et de l’environnement. La Convention commune prévoit l’examen international par les pairs des programmes de gestion des déchets radioactifs d’un pays. Avant de faire l’objet d’un examen par les pairs, le Canada présente un rapport national démontrant les mesures prises pour mettre en œuvre les obligations aux termes de l’accord. Les rapports nationaux du Canada à la Convention commune sont publiés tous les trois ans et sont affichés sur les sites Web de la CCSN et de l’AIEA.

Gestion des déchets radioactifs

Les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes gèrent les déchets radioactifs à l’aide de méthodes semblables à celles d’autres pays. Les étapes de la gestion des déchets radioactifs sont les suivantes : génération et contrôle; manutention (collecte, tri, ségrégation, emballage, chargement, transfert); traitement (prétraitement, traitement, conditionnement); stockage; transport; élimination ou évacuation.

Étant donné que les installations d’élimination ou d’évacuation des déchets radioactifs ne sont pas encore en place, on met principalement l’accent sur ce qui suit : gérer les déchets en toute sûreté; trouver des solutions sûres, pratiques et acceptables sur le plan écologique pour la gestion à long terme des déchets radioactifs afin d’éviter d’imposer un fardeau indû sur les générations futures; contrôler et réduire la production de déchets radioactifs.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires réduisent les déchets radioactifs :

• en évitant la production de déchets radioactifs, par exemple :
  • procédures de contrôle du matériel pour veiller à ce qu’il n’entre pas dans les zones radioactives,
  • renforcement des capacités de surveillance des déchets pour réduire l’inclusion de déchets non radioactifs dans les déchets radioactifs,
  • équipement de protection individuelle lavable, plutôt que jetable,
  • formation et sensibilisation des employés,
• en réduisant le volume des déchets radioactifs (compactage, incinération, déchiquetage, etc.) et leur contenu radioactif;
• en réutilisant et en recyclant les matériaux et les composants.

La CCSN s’attend à ce que le titulaire de permis effectue une caractérisation afin de déterminer ou de vérifier les propriétés des déchets de sorte à faciliter la détermination ou la finalisation des possibilités de conditionnement, de traitement et d’élimination ou d’évacuation options, et de vérifier la pertinence de la méthode d’élimination ou d’évacuation choisie.

Les déchets radioactifs produits dans le cadre des opérations de réacteurs sont classifiés comme des déchets radioactifs de faible, de moyenne et de haute activité. Tous les déchets produits dans les centrales nucléaires sont caractérisés et classifiés à leur point d’origine et séparés selon la probabilité qu’ils soient propres ou radioactifs. Les déchets radioactifs de faible et de moyenne activité sont à nouveau triés dans des catégories distinctes, p. ex., incinérables, compactables ou non traitables. Le tri des déchets facilite leur manutention, traitement, stockage, transport et élimination ou évacuation par la suite. Les déchets radioactifs de faible et de moyenne activité sont ensuite traités, le cas échéant, et placés en état de stockage sûr jusqu’à ce qu’une solution d’élimination ou d’évacuation définitive soit disponible.

La manutention, le traitement, le stockage et le transport des déchets radioactifs peuvent être donnés en sous‑traitance à d’autres titulaires de permis de la CCSN. Par exemple, les activités pourraient comprendre la décontamination de pièces et d’outils, le lavage des vêtements de protection ainsi que la remise à neuf et l’assainissement de l’équipement.

Le combustible usé est classé comme un déchet radioactif de haute activité et est stocké provisoirement sur le site, en piscine ou à sec. Lorsque le combustible est retiré du réacteur, il est transféré dans des piscines de stockage du combustible usé remplies d’eau aux fins de refroidissement et de blindage contre le rayonnement. Après avoir passé une période minimale en piscine, soit de six à dix ans (la durée exacte varie en fonction du site), le combustible usé peut être transféré dans des conteneurs ou des modules qui sont placés dans une installation de stockage à sec provisoire sur le site. Le combustible usé demeurera en stockage à sec jusqu’à ce qu’une solution d’élimination ou d’évacuation définitive soit disponible.

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

APPENDICES

Appendice A Sites Web pertinents

• Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)
• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
• Règlement sur la radioprotection
• Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire
• Énergie atomique du Canada limitée
• Bruce Power (en anglais seulement)
• Agence canadienne d’évaluation environnementale
• Laboratoires Nucléaires Canadiens
• Commission canadienne de sûreté nucléaire
• Candu Énergie Inc.
• Groupe des propriétaires de CANDU (en anglais seulement)
• CANTEACH (en anglais seulement)
• Environnement et Changement climatique Canada
• Affaires mondiales Canada
• Santé Canada
• Hydro-Québec
• Institute of Nuclear Power Operations (en anglais seulement)
• Agence internationale de l’énergie atomique
• Ressources naturelles Canada
• Feuille de route PRM
• Énergie NB
• Ontario Power Generation (en anglais seulement)
• Agence de la santé publique du Canada
• Sécurité publique Canada
• SNC-Lavalin Nucléaire inc.
• Réseau universitaire d’excellence en génie nucléaire (en anglais seulement)
• Institut universitaire de technologie de l’Ontario (en anglais seulement)
• Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (en anglais seulement)

Appendice B Liste et état des centrales nucléaires au Canada

Réacteur	Titulaire de permis	Capacité brute (MW)	Début des travaux de construction	Première criticité	Premier branchement au réseau	État d’exploitation
Bruce-A, tranche 1	Bruce Power	836	1er juin 1971	17 déc. 1976	14 janv. 1977	En exploitation
Bruce-A, tranche 2		836	1er déc. 1970	27 juil. 1976	4 sept. 1976	En exploitation
Bruce-A, tranche 3		836	1er juil. 1972	28 nov. 1977	12 déc. 1977	En exploitation
Bruce-A, tranche 4		836	1er sept. 1972	10 déc. 1978	21 déc. 1978	En exploitation
Bruce-B, tranche 5	Bruce Power	872	1er juil. 1978	15 nov. 1984	2 déc. 1984	En exploitation
Bruce-B, tranche 6		872	1er janv. 1978	29 mai 1984	26 juin 1984	En exploitation
Bruce-B, tranche 7		872	1er mai 1979	7 janv. 1986	22 fév. 1986	En exploitation
Bruce-B, tranche 8		872	1er août 1979	15 fév. 1987	9 mars 1987	En exploitation
Darlington, tranche 1	Ontario Power Generation	934	1er avr. 1982	29 oct. 1990	19 déc. 1990	En exploitation
Darlington, tranche 2		934	1er sept. 1981	5 nov. 1989	15 janv. 1990	En exploitation
Darlington, tranche 3		934	1er sept. 1984	9 nov. 1992	7 déc. 1992	En exploitation
Darlington, tranche 4		934	1er juil. 1985	13 mars 1993	17 avr. 1993	En exploitation
Gentilly-2	Hydro-Québec	675	1er avr. 1974	11 sept. 1982	4 déc. 1982	Stockage sûr
Pickering, tranche 1	Ontario Power Generation	542	1er juin 1966	25 fév. 1971	4 avr. 1971	En exploitation
Pickering, tranche 2		542	1er sept. 1966	15 sept. 1971	6 oct. 1971	Stockage sûr
Pickering, tranche 3		542	1er déc. 1967	24 avr. 1972	3 mai 1972	Stockage sûr
Pickering, tranche 4		542	1er mai 1968	16 mai 1973	21 mai 1973	En exploitation
Pickering, tranche 5	Ontario Power Generation	540	1er nov. 1974	23 oct. 1982	19 déc. 1982	En exploitation
Pickering, tranche 6		540	1er oct. 1975	15 oct. 1983	8 nov. 1983	En exploitation
Pickering, tranche 7		540	1er mars 1926	22 oct. 1984	17 nov. 1984	En exploitation
Pickering, tranche 8		540	1er sept. 1976	17 déc. 1985	21 janv. 1986	En exploitation
Point Lepreau	Énergie NB	705	1er mai 1975	25 juil. 1982	11 sept. 1982	En exploitation

Appendice C Événements importants survenus durant la période visée par le rapport

Lieu/dateNote de bas de page 6	Description	Mesure corrective du titulaire de permis	Mesure réglementaire
Défaillance du joint d’étanchéité de la pompe du circuit caloporteur primaire (CCP) des tranches 3 et 4 de Bruce-A 2 août 2017 et 4 mars 2018	Durant un arrêt prévu aux fins d’entretien pour la tranche 3 de Bruce‑A, il s’est produit une fuite du système de joints d’étanchéité du CCP, ce qui a entraîné la fuite d’environ 6 000 litres d’eau lourde de l’enceinte de confinement vers une zone du bâtiment du générateur dotée de murets de rétention, entraînant un danger de contamination au tritium et de contamination non fixée. La fuite a été causée par une défaillance rapide et imprévue des joints d’étanchéité primaire et secondaire et de la bague de secours (joint d’étanchéité tertiaire). La cause directe des défaillances a été un contact brusque entre l’arbre de pompe et les composants immobiles des joints (résultant d’un problème de conception qui remonte à la construction initiale).	Bruce Power a réalisé une analyse des causes profondes et une analyse des écarts afin de cerner les écarts entre les pratiques de Bruce Power et les normes de l’industrie à l’égard de l’inspection et de l’évaluation du risque liées à l’équipement rotatif de grande taille. Compte tenu des résultats de l’analyse des causes profondes, Bruce Power a mis en œuvre des modifications à la conception afin d’éliminer la cause profonde pour tous les joints d’étanchéité vulnérables du CCP à Bruce Power. Le titulaire de permis a corrigé les lacunes de l’équipement de surveillance des vibrations et à mis à niveau sa technologie connexe de sorte à respecter les normes de l’industrie. Il a prévu une réunion trimestrielle du groupe de pairs avec les responsables de l’équipement rotatif ainsi que les responsables du programme d’entretien anticipé. Bruce Power a également examiné ses procédures d’entretien de la remise à neuf des joints d’étanchéité de la pompe du CCP, de l’installation des joints d’étanchéité du CCP et de l’installation du moteur de la pompe du CCP.	Le personnel de la CCSN a réalisé une inspection ciblée de cet incident et a accru la fréquence de la surveillance de ce système. Il a déterminé que les mesures prises par Bruce Power pour corriger le problème étaient adéquates.
Bâtiment de traitement des déchets de retubage de la réfection de Darlington - Événement de contamination interne 5 février 2018	Deux travailleurs effectuant l’installation des couvercles des suremballages destinés au stockage à sec dans le bâtiment de traitement des déchets de retubage ont absorbé de la contamination qui a mené à des doses alpha détectables inférieures aux seuils d’intervention établis par OPG conformément au RRP.	OPG procède à l’embauche de personnel pour soutenir la supervision des programmes de radioprotection et pour la prise de mesure sur le terrain en réponse à un facteur causal qui indiquait que les coordonnateurs de la radioprotection (CRP) d’OPG manquaient de ressources, travaillaient sous pression ou ne disposaient pas des connaissances fondamentales en radioprotection. Elle diffusera également un document d’orientation qui permettra de clarifier les pouvoirs d’arrêt des travaux et de renvoi au niveau supérieur lorsqu’une intervention en milieu de travail est nécessaire. Enfin, OPG élabore et met en œuvre un programme d’harmonisation fondamentale afin d’approfondir les connaissances et de renforcer la formation des CRP.	Le personnel de la CCSN a réalisé une inspection réactive, qui a mené à la prise de mesure d’application de la loi en vue de corriger des lacunes sur le plan de sa surveillance et de son contrôle du rayonnement alpha dans le bâtiment de traitement des déchets de retubage. Le personnel de la CCSN sur le site a accru la fréquence des vérifications visuelles et des inspections sur le terrain visant à confirmer que les contrôles et mesures nécessaires sont en place et demeurent efficaces. Le 29 juin 2018, la CCSN a demandé à OPG (en vertu du paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires) de plus amples renseignements afin de fournir une assurance adéquate que les travaux actuels et futurs dans le bâtiment de traitement des déchets de retubage et dans la voûte de la tranche 2 de Darlington se dérouleront en toute sûreté et tiendront compte des leçons tirées de l’événement. Le 29 novembre 2018, la CCSN a été informée du fait que deux entrepreneurs, qui procédaient au remplacement des conduites d’alimentation de la tranche 2, avaient relevé une faible contamination aux particules alpha sur leurs échantillonneurs d’air personnels (EAP). À la suite de cette découverte, OPG a relevé sept autres cas de contamination des EAP aux émetteurs alpha. La CCSN a présenté à OPG une autre demande en vertu du paragraphe 12(2) en vue d’entamer une évaluation de dose de suivi pour toutes les personnes dont l’EAP a affiché des résultats positifs de contamination alpha ainsi que de procéder à une auto-évaluation de son programme de dosimétrie alpha. OPG a confirmé que sept personnes avaient soumis des échantillons aux fins d’analyse, dont un seul affichait une dose détectable de rayonnement alpha. Le 29 mars 2019, OPG a présenté une réponse à la demande du 13 décembre 2018 en vertu du paragraphe 12(2), y compris une évaluation de la dose pour cette personne. Le personnel de la CCSN a examiné la soumission d’OPG et s’est dit d’accord avec la dose alpha attribuée à cette personne. OPG a répondu de manière satisfaisante aux deux demandes en vertu du paragraphe 12(2), qui sont considérées closes. Le personnel de la CCSN surveille la mise en œuvre des modifications apportées par OPG à son programme de dosimétrie alpha, y compris au moyen d’un contrôle in vitro de confirmation des travailleurs. La CCSN a révisé le plan de conformité pour la réfection de la tranche 3 de Darlington afin d’y inclure les activités additionnelles de surveillance de la conformité du programme de radioprotection d’OPG.
Incendie dans le transformateur et fuite d’huile minérale à la tranche 8 de Bruce-B 6 décembre 2018	Durant l’arrêt de la tranche 8 de Bruce‑B, un incendie s’est déclaré dans le transformateur de service. Le système automatisé d’extinction d’incendie en douche s’est déclenché, le service d’incendie sur le site a été déployé sur place, et l’incendie a été contrôlé après plusieurs heures. Le boîtier du transformateur s’est fissuré, et un mélange d’huile minérale et d’eau et de mousse ayant servi à éteindre l’incendie a fui du bassin de rétention autour du transformateur jusque sur le site de Bruce.	Bruce Power a immédiatement établi un périmètre de confinement pour atténuer l’impact sur l’environnement d’un écoulement possible d’huile minérale. Bruce Power a rapidement amorcé le confinement et l’enlèvement du site de l’huile minérale, de l’eau et de la mousse de même que la surveillance du lac pour y déceler tout impact. Elle a entamé une analyse des causes profondes.	La CCSN a surveillé les activités de récupération et évaluera l’analyse des causes profondes et les plans de mesures correctives de Bruce Power au cours de la prochaine période visée par le rapport.
Arrêts imprévus causés par un afflux d’algues à Pickering 22 juillet 2018	Les 21 et 22 juillet 2018, une importante quantité d’algues s’est accumulée sur les filtres (un filet servant à recueillir et à retirer les débris de la prise d’eau de refroidissement) à Pickering. On anticipait l’accumulation d’algues durant cette période de l’année; toutefois, le volume d’algues dépassait les attentes et a mené à l’arrêt exceptionnel des tranches 5, 6, 7 et 8. Tout au long de l’événement, les opérateurs ont gardé le contrôle de la puissance du réacteur et du refroidissement du combustible dans chaque cœur, et le confinement n’a pas été mis en danger.	OPG a récupéré les algues par bateau dans le bassin d’admission afin de réduire la charge sur l’équipement du bâtiment de dégrillage. Les tranches 5, 6, 7 et 8 ont été remises en service lorsque l’accumulation d’algues a été résolue. Afin de prévenir la neutralisation de l’équipement de la centrale par les algues à l’avenir, le titulaire de permis compte installer un mur barboteur (printemps 2019) afin d’empêcher l’entrée des algues dans le bassin d’admission. De plus, le titulaire de permis a collaboré avec le Massachusetts Institute of Technology pour mettre au point une application permettant de mieux prédire l’évolution et le mouvement des afflux d’algues en fonction de critères comme la température du lac et la direction du vent. Le titulaire de permis peut réduire le nombre de pompes en exploitation selon les prédictions, ce qui réduit le débit de prise d’eau dans le bâtiment de dégrillage; les algues peuvent ainsi être plus facilement récupérées.	Le personnel de la CCSN a surveillé la progression du retrait des algues et a vérifié que les tranches de Pickering‑B (tranches 5, 6, 7 et 8) avaient été remises en service en toute sûreté. Le personnel de la CCSN continue de surveiller l’installation du mur barboteur et l’efficacité de l’application de prédiction mise au point à la suite des événements de 2018.
Arrêt imprévu en raison de la contre-pression du condenseur à Pickering 4 août 2018	Le 4 août 2018, la tranche 4 a fait l’objet d’une contre‑pression élevée du condenseur en raison d’un filtre de débris bouché. Le filtre bouché, simultanément avec la hausse de la température du lac (4 °C), a réduit l’efficacité du condenseur de la tranche 4. L’alarme de contre-pression élevée du condenseur a déclenché une baisse contrôlée automatique de la puissance du réacteur à 87 % de sa pleine puissance. Au même moment, les opérateurs ont déclenché manuellement la turbine pour compenser la réduction de puissance. Lors du déclenchement manuel de l’arrêt de la turbine, la tranche 4 a subi une perte partielle de l’alimentation de catégorie IV causée par un disjoncteur qui ne s’est pas fermé durant le transfert de l’alimentation de catégorie IV au transformateur du système de service, qui alimente la tranche en électricité.	Cet événement était lié à l’événement antérieur d’afflux d’algues survenu à la fin juillet, qui a mené à l’accumulation de débris dans le filtre du condenseur. OPG a réparé le disjoncteur défectueux avant la remise en service de la tranche 4.	Le personnel de la CCSN a évalué l’événement. Il a rencontré OPG et a examiné la description faite par OPG et la séquence des événements, sa cause apparente et la voie à suivre. Le personnel de la CCSN a vérifié que la tranche 4 de Pickering avait été remise en service en toute sûreté.

Appendice D Recherches relatives aux centrales nucléaires au Canada

D.1 Introduction et contexte

Le Canada est d’avis que la recherche en sûreté nucléaire est essentielle pour appuyer la conception et l’exploitation sûres des centrales nucléaires. Pour obtenir une autorisation au Canada, les demandeurs (avec l’aide du concepteur de la centrale nucléaire) doivent être en mesure de fournir des justifications de sûreté adéquates. Pour assumer cette responsabilité, les demandeurs doivent fournir de bonnes données expérimentales à l’appui des modèles analytiques et des analyses de la sûreté. Comme le montre la pratique, des recherches expérimentales permanentes sont nécessaires pour gérer les enjeux émergents relatifs aux centrales en exploitation et pour la prolongation de la vie des centrales. Une nouvelle conception de réacteur nécessite un investissement considérable dans la recherche et le développement (R-D) en vue de démontrer adéquatement la sûreté des nouvelles technologies.

La R-D à l’appui des centrales nucléaires au Canada est réalisée par de nombreuses organisations, y compris Énergie atomique du Canada limitée (EACL), les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) et le Groupe des propriétaires de CANDU (GOC), ainsi que des services publics, des universités et des laboratoires du secteur privé. Les sections suivantes décrivent les principaux éléments de la R-D à l’appui des centrales nucléaires au Canada qui est principalement axée sur la conception de réacteurs CANDU.

D.2 Programme de recherche et développement du Groupe des propriétaires de CANDU

Pour appuyer l’exploitation sûre, fiable et économique des réacteurs CANDU, le programme de R‑D du COG traite les enjeux actuels et émergents en matière d’exploitation dans les domaines suivants :

• canaux de combustible;
• sûreté et autorisation;
• santé, sûreté et environnement;
• chimie, matériaux et composants;
• outils normalisés de l’industrie (logiciel de conception, analyse de la sûreté et soutien opérationnel);
• R-D stratégique.

Le programme de R‑D du COG est financé conjointement par les titulaires de permis de réacteurs CANDU nationaux, les LNC, la Societatea Nationala Nuclearelectrica de Roumanie et la société Korea Hydro and Nuclear Power. Le financement actuel s’élève à environ 40 millions de dollars par année et profite d’un engagement pluriannuel stable. Le COG facilite également d’autres projets qui sont exécutés par l’Electrical Power Research Institute (EPRI) et d’autres entrepreneurs responsables de la R-D, lesquels mettent à profit 15 à 20 millions de dollars de plus à l’appui des centrales nucléaires au Canada.

En 2016, le COG a entrepris un programme de R-D stratégique axé sur le développement de technologies et d’autres solutions pour assurer l’exploitation sûre, fiable et concurrentielle des réacteurs CANDU durant une période prolongée.

Les organisations membres du COG offrent également un important soutien financier au Réseau d’excellence universitaire en génie nucléaire (UNENE) du Canada, un regroupement d’universités, de services publics nucléaires et d’organismes de recherche et de réglementation. L’UNENE, un organisme sans but lucratif, se consacre au soutien et à l’avancement de la capacité d’enseignement, de recherche et de développement en génie nucléaire dans les universités canadiennes.

Canaux de combustible

L’objectif stratégique du programme de R-D sur les canaux de combustible est de mettre au point et de soutenir des modèles adéquats pour les phénomènes et mécanismes de dégradation potentiels suivants :

• amorce de fissuration;
• ténacité à la rupture pour l’ensemble des conditions d’exploitation et pour toute la durée de vie utile;
• fuite avant rupture;
• fréquence de rupture des tubes de force;
• infiltration de deutérium;
• déformation, y compris les prédictions d’écart entre un tube de force et un tube de calandre en vue d’éviter les cloques;
• aptitude fonctionnelle des bagues d’espacement annulaires des canaux de combustible Inconel X‑750.

Sûreté et autorisation

Le programme de R-D du COG en matière de sûreté et d’autorisation est axé sur les domaines suivants :

• vieillissement des centrales;
• dimensionnement de sûreté et paramètres d’exploitation sûre (PES) des installations existantes;
• résolution des problèmes génériques de sûreté et d’autorisation en suspens;
• améliorations et enjeux de réglementation post-Fukushima.

Ce programme comprend des groupes et des équipes de travail portant sur des sujets comme le confinement, le combustible et les canaux de combustible, les conditions d’exploitation normales du combustible, la physique des réacteurs, la thermohydraulique et l’étude probabiliste de sûreté (EPS).

Santé, sûreté et environnement

La R-D sur la santé, la sûreté et l’environnement vise ce qui suit :

• améliorer le rendement de la centrale en matière de radioprotection et de réduction des émissions (tant radiologiques que conventionnelles);
• mettre au point des technologies pour gérer les enjeux associés à la remise à neuf et au déclassement futurs des installations vieillissantes;
• gérer les enjeux de réglementation associés à la gestion de la dose de rayonnement et à la production des bases de données et des modèles nécessaires pour tenir compte de mesures de réglementation nouvelles et émergentes sur les impacts environnementaux sur les biotes non humains;
• maintenir les capacités de R-D de gérer les enjeux actuels et futurs de l’industrie dans les domaines de la radioprotection et des impacts environnementaux;
• veiller à ce que l’expertise nécessaire pour régler les problèmes de l’industrie demeure disponible à l’avenir, en encourageant le financement de la R-D dans les universités canadiennes en vue de former les scientifiques et technologues de demain;
• mettre à profit le financement du COG en réalisant des projets de recherche en collaboration avec d’autres organisations d’intérêts communs.

Chimie, matériaux et composants

Le programme de R-D en chimie, matériaux et composants :

• porte sur un éventail d’enjeux qui peuvent affecter l’exploitation sûre, fiable et efficiente des systèmes CANDU majeurs et auxiliaires;
• est axé sur le soutien de l’exploitation à long terme et la prolongation de la vie de la centrale;
• est intégré au programme de R-D de l’EPRI pour optimiser les synergies et réduire les dédoublements.

Il comprend des groupes et équipes de travail qui abordent les domaines suivants :

• chimie
• béton
• intégrité des matériaux des générateurs de vapeur
• inspection non destructive des générateurs de vapeur
• acier
• vannes et soupapes
• câbles
• canalisations souterraines

Outils normalisés de l’industrie

La R-D relative aux outils normalisés de l’industrie (programmes informatiques de conception et d’analyse des réacteurs CANDU) vise ce qui suit :

• activités de qualification, de développement et d’entretien des codes informatiques;
• migration vers une architecture moderne des codes de thermohydraulique.

R-D stratégique

Le programme de R-D stratégique est axé sur la mise au point des technologies et des solutions nécessaires pour maintenir l’exploitation sûre, fiable et concurrentielle du parc actuel et la remise à neuf des réacteurs CANDU durant une période prolongée (c.-à-d. 60-90 ans).

Domaines d’intérêt stratégique actuellement explorés :

• Réduction des arrêts : Mettre au point des technologies permettant de réduire les activités d’entretien durant les arrêts, ce qui comprend des dispositions sur l’inspection et la surveillance intégrées en vue de minimiser les travaux durant les arrêts et, potentiellement, d’éviter les arrêts ou d’en réduire la durée.
• Actualisation et amélioration des codes informatiques : Établir des codes informatiques actualisés et améliorés afin de mieux caractériser les marges de sûreté.
• Compréhension renforcée des propriétés des matériaux : Renforcer la compréhension des propriétés des matériaux des composants de cœurs de réacteurs (tubes de force, tubes de calandre, raccords d’extrémité, conduites d’alimentation, bagues d’espacement, etc.) pour favoriser la prolongation globale de la vie des réacteurs.
• Déclassement et gestion à long terme des déchets : Mettre au point des technologies et des infrastructures pour appuyer le déclassement et la gestion à long terme des déchets, y compris les processus et procédures de réduction de toutes les formes de déchets radioactifs et de réduction de doses, ce qui comprend des cycles du combustible différents pour minimiser les volumes importants de déchets.
• Impacts potentiels des changements climatiques : Évaluer les impacts potentiels des changements climatiques sur les installations physiques actuelles et prévues dotées de réacteurs CANDU, les opérations liées aux réacteurs CANDU, les activités nucléaires (p. ex., transport de substances nucléaires, construction) et les travaux de remise à neuf des installations nucléaires.
• Faible dose de rayonnement : Approfondir les connaissances et favoriser l’acceptation du public.

D.3 Programme de recherche et développement d’EACL/des LNC

EACL, par le biais du Plan de travail en science et technologie nucléaires fédérales (STNF), fournit chaque année aux LNC 76 millions de dollars pour effectuer des recherches liées aux sciences et technologies nucléaires qui appuient les rôles et responsabilités de base du gouvernement fédéral dans les domaines de l’énergie, de la radioprotection, de la sécurité publique, de la sécurité et de la protection de l’environnement, tout en maintenant l’expertise et les capacités nécessaires aux LNC. Les LNC soutiennent également le secteur nucléaire par l’accès à l’expertise et aux installations de science et technologie sur le plan commercial.

EACL supervise le Plan de travail en STNF par l’intermédiaire d’un comité directeur au niveau des sous-ministres adjoints. Un comité d’intégration, formé de coprésidents provenant de Santé Canada, de la CCSN, de Recherche et développement pour la défense Canada, de Ressources naturelles Canada et d’EACL, formule des recommandations à l’intention du comité directeur. Le comité d’intégration supervise également les cinq sous-comités techniques, qui visent à mettre de l’avant les besoins fédéraux en matière de recherche dans les cinq domaines thématiques suivants :

1. Appuyer la mise au point d’applications biologiques et comprendre les effets du rayonnement sur les êtres vivants;
2. Renforcer la sécurité nationale et mondiale en appuyant la non-prolifération et la lutte contre le terrorisme;
3. Appuyer l’état de préparation aux urgences nucléaires et l’intervention en cas d’urgence nucléaire;
4. Appuyer l’utilisation et la mise au point sûres, sécurisées et responsables des technologies nucléaires;
5. Appuyer la gérance de l’environnement et la gestion du rayonnement.

D.4 Programme de recherche de la CCSN

La CCSN finance des activités de recherche extra-muros afin d’acquérir les connaissances et les renseignements nécessaires pour favoriser sa mission de réglementation. Le programme offre un accès à des conseils, de l’expertise, de l’expérience et des renseignements indépendants au moyen de marchés passés avec le secteur privé et de subventions ou contributions à d’autres organisations canadiennes et mondiales. La CCSN s’est dotée d’objectifs de haut niveau en matière de recherche qui sont alignés sur ses domaines de sûreté et de réglementation. En voici quelques exemples :

• Gestion de la performance humaine;
• Analyse de la sûreté;
• Conception matérielle;
• Aptitude fonctionnelle;
• Radioprotection;
• Protection de l’environnement;
• Gestion des déchets.

Le programme de recherche de la CCSN offre des subventions et contributions à des organismes sans but lucratif, des établissements d’enseignement et des gouvernements canadiens et étrangers, par exemple :

• UNENE;
• AIEA
  • Leçons génériques retenues de l’expérience internationale sur le vieillissement,
  • Forum de l’AIEA pour les organismes de réglementation des petits réacteurs modulaires,
  • Section de la sûreté des événements externes;
• OCDE/AEN
  • Programme sur l’expérience en exploitation, la dégradation et le vieillissement des composants,
  • projet High Energy Arcing Fault Events,
  • Soutien à la phase V du Projet d’échange de données sur les registres d’incendies,
  • Soutien à la phase VIII du Projet de base de données internationale sur les défaillances de cause commune;
• NRC des États-Unis
  • Programme d’accords de coopération sur les applications et l’entretien des codes de thermohydraulique,
  • Programme de recherche collaborative sur les accidents graves,
  • Programme d’entretien et d’analyse des codes de radioprotection,
  • Programme international d’intégrité des tubes des générateurs de vapeur (ISG‑TIP‑6);
• Groupe CSA;
• CIPR.

Le budget annuel du programme de recherche de la CCSN s’élève à environ 3,7 millions de dollars et est principalement destiné à la recherche sur la sûreté des centrales nucléaires.

D.5 Forum international Génération IV

Le Canada est l’un des membres fondateurs du Forum international Génération IV, qui a vu le jour en 2001 à la signature de la charte du Forum et qui vise la mise au point concertée des systèmes d’énergie nucléaire de prochaine génération ayant pour but de produire une énergie sûre, fiable, concurrentielle et durable.

En 2005, le Canada, de concert avec quatre autres pays, a signé l’Accord-cadre pour la collaboration internationale en recherche et développement de systèmes d’énergie nucléaire de génération IV. Il s’agit d’un traité international ayant force obligatoire qui met en commun les efforts déployés par tous les pays participants aux activités de recherche multilatérales et à pleine échelle. En 2019, dix pays de même que l’Euratom avaient signé l’Accord-cadre.

En 2006, RNCan a lancé le Programme national Génération IV pour soutenir la R-D sur les systèmes de génération IV, qui revêt un intérêt particulier pour le Canada, et pour respecter les engagements du Canada. Ce Programme a rassemblé le gouvernement, l’industrie et des universités de l’ensemble du pays qui ont participé à la mise au point multilatérale de systèmes avancés d’énergie nucléaire, en mettant l’accent sur l’amélioration de la sûreté, la réduction des déchets, la réduction des coûts et le renforcement de la résistance à la prolifération.

Des six systèmes de réacteurs approuvés par le Forum international Génération IV, le Canada se concentre sur le développement du système de réacteur refroidi à l’eau supercritique. Ce système est considéré comme l’évolution la plus naturelle de la technologie CANDU existante et permet au Canada de contribuer à l’initiative de R-D en mobilisant l’expertise et les installations de recherche du Canada relatives à la technologie CANDU.

Appendice E Description et résultats du système d’évaluation et de cote de la CCSN pour les centrales nucléaires

Le système de cote de la CCSN, qui permet d’évaluer le rendement des titulaires de permis de centrales nucléaires par rapport aux 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN, comprend quatre cotes :

ES

Entièrement satisfaisant

SA

Satisfaisant

IA

Inférieur aux attentes

IN

Inacceptable

Les définitions de ces cotes sont les suivantes :

Entièrement satisfaisant

La conformité aux exigences réglementaires est entièrement satisfaisante. Pour ce domaine, le niveau de conformité dépasse les exigences de même que les attentes de la CCSN. La conformité est stable ou s’améliore, et les problèmes sont réglés rapidement.

Satisfaisant

La conformité aux exigences réglementaires est satisfaisante. Pour ce domaine, le niveau de conformité répond aux exigences de même qu’aux attentes de la CCSN. Les déviations sont jugées mineures, et on estime que les problèmes relevés posent un faible risque quant au respect des objectifs réglementaires et aux attentes de la CCSN. Des améliorations appropriées sont prévues.

Inférieur aux attentes

La conformité aux exigences réglementaires est inférieure aux attentes. Pour ce domaine, le niveau de conformité s’écarte des exigences de même que des attentes de la CCSN de sorte qu’il existe un risque modéré, qu’à la limite, le domaine ne soit plus conforme. Des améliorations doivent être apportées afin que les lacunes relevées soient corrigées. Le titulaire de permis prend les mesures correctives voulues.

Inacceptable

La conformité aux exigences réglementaires est inacceptable, et elle est même gravement compromise. Pour l’ensemble du domaine, le niveau de conformité est nettement inférieur aux exigences ou aux attentes de la CCSN, ou on constate une non‑conformité générale. Si des mesures correctives ne sont pas prises, il existe un risque élevé que les lacunes entraînent un risque inacceptable. Les problèmes ne sont pas résolus de façon efficace, aucune mesure corrective appropriée n’a été prise et aucun autre plan d’action n’a été proposé. Des mesures correctives sont requises immédiatement.

Évaluation annuelle des centrales nucléaires par la CCSN

La CCSN prépare chaque année un rapport du personnel à l’intention de la Commission et du public sur toutes les centrales nucléaires canadiennes. Le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada incorpore des renseignements recueillis dans le cadre des activités du personnel de la CCSN visant l’autorisation et la vérification de la conformité des centrales nucléaires. Ces activités comprennent les suivantes :

• évaluations techniques (évaluations techniques de la conformité des documents relatifs au système de gestion des titulaires de permis, comme les politiques, les méthodes, les procédures et les registres);
• inspections de type I (évaluations sur le site des aspects programmatiques des politiques, méthodes, procédures et documents du système de gestion);
• inspections de type II (évaluations sur le site des résultats des activités autorisées);
• inspections de la documentation.

Au moyen du système de cote susmentionné, le rapport résume les évaluations du rendement relatif aux DSR et détermine la cote intégrée de chaque centrale nucléaire. La cote intégrée d’une centrale tient compte des cotes des 14 DSR et établit une évaluation globale de la sûreté pour chaque centrale nucléaire. Le document établit des comparaisons, dans la mesure du possible, repère les tendances et les moyennes et souligne les enjeux importants dans l’ensemble du secteur. Au moyen de divers indicateurs de rendement, il dresse un portrait du rendement en matière de sûreté. Le rapport annuel du personnel décrit les faits nouveaux, les initiatives, les enjeux et les défis importants relatifs aux centrales nucléaires en exploitation qui ont marqué l’année. Il décrit également les modifications importantes apportées aux manuels de conditions de permis durant l’année.

Le tableau E.1 présente les domaines particuliers qui s’inscrivent dans chaque DSR de la CCSN. Le tableau E.2 compare les facteurs de sûreté de l’AIEA aux DSR. Le tableau E.3 présente les cotes de rendement des titulaires de permis durant la période visée par le rapport. Les exigences et les attentes de la CCSN en matière de rendement pour les 14 DSR ont été respectées ou dépassées par les centrales nucléaires pour chacune des trois années de la période visée par le rapport.

Tableau E.1 : Domaines fonctionnels, domaines de sûreté et de réglementation et domaines particuliers de la CCSN servant à noter le rendement des centrales nucléaires canadiennes

Domaine fonctionnel	Domaine de sûreté et de réglementation	Domaine particulier
Gestion	Système de gestion	Système de gestion
		Organisation
		Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
		Expérience d’exploitation (OPEX)
		Gestion du changement
		Culture de sûreté
		Gestion de la configuration
		Gestion des documents
		Gestion des entrepreneurs
		Continuité des opérations
	Gestion de la performance humaine	Programme de performance humaine
		Formation du personnel
		Accréditation du personnel
		Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
		Organisation du travail et conception de tâches
		Aptitude au travail
	Conduite de l’exploitation	Réalisation des activités autorisées
		Procédures
		Rapport et établissement de tendances
		Rendement de la gestion des arrêts
		Paramètres d’exploitation sûre
		Gestion des accidents graves et rétablissement
		Gestion des accidents et rétablissement
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté
		Analyse des dangers
		Étude probabiliste de sûreté
		Analyse de la criticité
		Analyse des accidents graves
		Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)
	Conception matérielle	Gouvernance de la conception
		Caractérisation du site
		Conception de l’installation
		Conception des structures
		Conception des systèmes
		Conception des composants
	Aptitude fonctionnelle	Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement
		Entretien
		Intégrité structurale
		Gestion du vieillissement
		Contrôle chimique
		Inspection et essais périodiques
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Application du principe ALARA
		Contrôle des doses des travailleurs
		Rendement du programme de radioprotection
		Contrôle des dangers radiologiques
		Dose estimée au public
	Santé et sécurité classiques	Rendement
		Pratiques
		Sensibilisation
	Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
		Système de gestion de l’environnement (SGE)
		Évaluation et surveillance
		Protection du public
		Évaluation des risques environnementaux
	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence classique
		Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
		Préparation et intervention en cas d’incendie
	Gestion des déchets	Caractérisation des déchets
		Réduction des déchets
		Pratiques de gestion des déchets
		Plans de déclassement
	Sécurité	Installations et équipement
		Arrangements en matière d’intervention
		Pratiques en matière de sécurité
		Entraînements et exercices
	Garanties et non-prolifération	Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
		Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
		Renseignements sur les opérations et la conception
		Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
		Exportations et importations
	Emballage et transport	Conception et entretien des colis
		Emballage et transport
		Enregistrement aux fins d’utilisation

Tableau E.2 : Comparaison des facteurs de sûreté de l’AIEA aux domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN

Facteur de sûreté de l’AIEA	Domaines de sûreté et de réglementation connexes de la CCSN
Conception de la centrale	Système de gestion, Conduite de l’exploitation, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement
État réel des structures, systèmes et composants importants sur le plan de la sûreté	Système de gestion, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement
Qualification de l’équipement	Système de gestion, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement
Vieillissement	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement
Analyse déterministe de la sûreté	Système de gestion, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Gestion des urgences et protection‑incendie
Étude probabiliste de sûreté	Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle
Analyse des dangers	Système de gestion, Conduite de l’exploitation, Analyse de la sûreté, Conception matérielle, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement, Gestion des urgences et protection‑incendie, Sécurité, Garanties et non‑prolifération, Emballage et transport
Rendement en matière de sûreté	Système de gestion, Conception matérielle, Analyse de la sûreté, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Protection de l’environnement, Gestion des déchets
Recours à l’expérience acquise dans d’autres centrales et aux conclusions des travaux de recherche	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation
Organisation, système de gestion et culture de sûreté	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation
Procédures	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation, Radioprotection, Santé et sécurité classiques, Gestion des urgences et protection-incendie
Facteurs humains	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation, Aptitude fonctionnelle, Radioprotection, Santé et sécurité classiques
Planification d’urgence	Système de gestion, Gestion de la performance humaine, Conduite de l’exploitation, Santé et sécurité classiques, Gestion des urgences et protection-incendie
Impact radiologique sur l’environnement	Système de gestion, Conception matérielle, Protection de l’environnement

Remarque : Les 14 facteurs de sûreté de l’AIEA susmentionnés sont tirés du Guide de sûreté particulier de l’AIEA SSG-25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants (guide d’examen périodique de la sûreté des centrales nucléaires).

Tableau E.3 : Cotes de rendement attribuées aux domaines de sûreté et de réglementation pour les centrales nucléaires, de 2016 à 2018

Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce-A			Bruce-B			Darlington			Pickering			Gentilly-2			Point Lepreau
	2016	2017	2018	2016	2017	2018	2016	2017	2018	2016	2017	2018	2016	2017	2018	2016	2017	2018
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	SA	SA	SA	SA	SA	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	SA	SA	SA	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	SA	SA	SA	SA	ES	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES	SA	SA	ES	SA	ES	ES	SA	ES	ES	SA	SA	SA	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	SA	ES	ES	SA	ES	ES	SA	ES	ES	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote intégrée de la centrale	ES	ES	*	SA	SA	*	ES	ES	*	ES	ES	*	SA	SA	*	SA	SA	*

Légende :

• ES = Entièrement satisfaisant
• SA = Satisfaisant

Remarque : Les cotes pour les DSR Sécurité et Garanties et non-prolifération ont été omises de ce tableau, car elles ne s’inscrivent pas dans le cadre de la Convention sur la sûreté nucléaire.

* - La cote intégrée de la centrale n’est plus utilisée depuis 2018

ANNEXES

Annexe 7.2 (i)a) Processus d’élaboration de règlements de la CCSN

En vertu de l’article 44 de la LSRN, la Commission peut prendre des règlements sous réserve de l’approbation du gouverneur en conseil.

Lors de l’élaboration ou de la modification d’un règlement, la CCSN doit respecter la politique réglementaire intitulée Directive du Cabinet sur la réglementation du gouvernement du Canada, qui est entrée en vigueur en 2018. Cette directive visait à actualiser et à remplacer la Directive du Cabinet sur la gestion de la réglementation (2012).

La CCSN entame un processus d’élaboration ou de modification d’un règlement au moyen d’une analyse stratégique réglementaire qui tient rigoureusement compte des enjeux dans le contexte organisationnel et réglementaire actuel, en mettant particulièrement l’accent sur les impacts potentiels sur le plan juridique, législatif, réglementaire et sociétal. Ce processus comprend des consultations préalables auprès des parties intéressées afin d’obtenir rapidement leur rétroaction sur les projets de règlement et de connaître leurs préoccupations. À la lumière de cette rétroaction, la CCSN détermine l’approche associée au nouveau règlement ou à la modification et élabore les instructions de rédaction qui expliquent aux rédacteurs juridiques la teneur attendue du règlement. Ces instructions sont communiquées au ministère de la Justice.

Simultanément, la CCSN documente l’analyse et la justification du règlement et la manière dont les facteurs suivants sont pris en compte :

• l’impact potentiel de la réglementation sur la santé et la sécurité, la sûreté, l’environnement ainsi que le bien-être économique et social des Canadiennes et Canadiens, y compris les impacts en fonction des sexes plus;
• les coûts ou les économies pour le gouvernement, les entreprises ou les Canadiennes et Canadiens et l’incidence possible sur l’économie canadienne et sa compétitivité à l’échelle internationale;
• l’alignement réglementaire, tant à l’échelle nationale qu’internationale, sur les autres ministères ou organismes fédéraux, sur les autres gouvernements au Canada ou sur les affaires étrangères du Canada;
• le niveau d’intérêt, l’opinion et l’appui des parties affectées;
• les impacts sur les groupes autochtones et sur les traités modernes.

Le projet de règlement fait l’objet d’une série d’approbations internes de la part de la CCSN et de Ressources naturelles Canada avant d’être présenté au ministre des Ressources naturelles, qui le soumet au Conseil du Trésor aux fins d’approbation pour la publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada du gouvernement. Il s’agit d’une exigence en vertu de la Loi sur les textes réglementaires qui vise à veiller à ce que tous les Canadiennes et Canadiens aient l’occasion de formuler des commentaires sur le projet de règlement, tel qu’il est rédigé. La période de commentaires dure de 30 à 75 jours. La CCSN affiche sur son site Web les commentaires reçus durant la période de publication préalable afin de permettre aux parties intéressées de formuler une rétroaction additionnelle.

À la suite de la période de commentaires sur la publication préalable, le projet de règlement est amendé, au besoin, afin de tenir compte de la rétroaction formulée par les parties intéressées. Une fois le projet de règlement définitif achevé, il fait à nouveau l’objet d’approbations internes avant d’être présenté à la Commission. Si la Commission approuve le projet de loi, le ministre des Ressources naturelles recommande son approbation par le gouverneur en conseil. Une fois approuvé et enregistré, le règlement, nouveau ou modifié, est publié dans la Partie II de la Gazette du Canada.

Annexe 7.2 (i)b) Documents relatifs au cadre de réglementation

Les documents d’application de la réglementation publiés récemment sont appelés « REGDOC ». Les conventions d’appellation antérieures sont décrites dans la note au bas du tableau ci‑dessous.

Les REGDOC peuvent contenir des renseignements précis qui permettent de clarifier, pour les titulaires de permis et les demandeurs, les mesures qui doivent être prises pour respecter les exigences, de même que de l’orientation et des conseils quant à la manière de respecter les exigences ou encore des renseignements généraux sur les pratiques et processus de la CCSN.

Les REGDOC sont élaborés au moyen d’une approche tenant compte du cycle de vie, du repérage d’un enjeu ou d’une préoccupation réglementaire à l’examen régulier et à l’amélioration continue du document, en passant par une analyse visant à déterminer la meilleure approche réglementaire, la rédaction et la publication du document. Dans le cadre de l’élaboration des REGDOC, le personnel de la CCSN applique les leçons tirées de l’OPEX de l’industrie et des normes et guides internationaux, comme ceux publiés par l’AIEA (voir le tableau pour obtenir de plus amples renseignements). Les exigences et l’orientation visant les centrales nucléaires sont neutres sur le plan technologique et axées sur le rendement dans la mesure du possible, adoptent une approche fondée sur le risque et s’appliquent aux petits réacteurs modulaires (PRM) ou à toute technologie de réacteur de puissance (autre que CANDU).

Les parties intéressées externes ont l’occasion de formuler des commentaires sur le contenu proposé de chaque REGDOC par l’intermédiaire d’un processus de consultation publique rigoureux. Les documents provisoires sont affichés sur le site Web de la CCSN, et les parties intéressées sont informées par divers moyens, y compris des notifications par courriel, sur les comptes de médias sociaux de la CCSN et sur le site Web du gouvernement du Canada dédié à la consultation. De plus, la CCSN met à profit des bulletins et des envois postaux ciblés pour veiller à ce que les parties intéressées soient informées des consultations. On encourage les parties intéressées à communiquer leurs commentaires. De plus, tous les commentaires sont affichés sur le site Web de la CCSN aux fins de rétroaction additionnelle.

Le tableau comprend les principaux documents de la CCSN et du Groupe CSA (anciennement l’Association canadienne de normalisation) qui revêtent un intérêt pour les installations dotées de réacteurs (centrales nucléaires et petits réacteurs). Bon nombre des normes du Groupe CSA ont été rédigées en fonction des réacteurs CANDU, mais leurs exigences peuvent être adaptées à d’autres types de réacteurs. Les documents de la CCSN sont disponibles sur son site Web. Toutes les normes du Groupe CSA associées au secteur nucléaire peuvent être consultées à partir du site Web de la CCSN ou du site Web du Groupe CSA directement.

Le processus d’autorisation de la CCSN est fondé sur une approche progressive de la mise en œuvre des REGDOC de la CCSN et des normes du Groupe CSA dans des manuels des conditions de permis (MCP). On procède actuellement, dans le cadre des renouvellements de permis, à l’incorporation dans les MCP de bon nombre des nouveaux REGDOC et des nouvelles normes du Groupe CSA présentés au tableau 1. Ce tableau montre les REGDOC et les normes du Groupe CSA qui font partie du fondement d’autorisation des centrales nucléaires autorisées en date de la fin de la période visée par le rapport. D’autres documents mentionnés dans le tableau sont généralement cités en référence dans les MCP des centrales nucléaires existantes aux fins d’orientation. La question de savoir s’il s’agit d’exigences ou d’orientation pour les nouvelles installations dotées de réacteurs, y compris les PRM, dépend de la conception et des activités proposées. Le tableau 1 dresse également la liste des normes de l’AIEA sur lesquelles les REGDOC et les normes du Groupe CSA sont fondés.

Modifications du cadre de réglementation pour tenir compte des petits réacteurs modulaires

Au cours des dernières années, un certain nombre de promoteurs de technologies ont exprimé leur intérêt pour le déploiement possible de petits réacteurs modulaires (PRM) au Canada. Durant la période visée par le rapport, la CCSN a poursuivi ses efforts visant à ce que le cadre de réglementation soit propice à toute demande de permis potentielle portant sur une technologie de PRM. À cette fin, le personnel de la CCSN a consulté les concepteurs de ces technologies et a tenu des activités de sensibilisation auprès du public à l’occasion de conférences et dans les établissements d’enseignement.

En mai 2016, la CCSN a publié le document de travail DIS-16-04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis en matière de réglementation, dans le cadre duquel elle examine les principaux domaines présentant des défis potentiels en matière d’autorisation. Dans certains cas, la CCSN a confirmé que ses exigences demeurent valides et utiles. Dans d’autres domaines, elle a conclu qu’il est nécessaire d’examiner davantage l’incidence des approches novatrices proposées pour confirmer le niveau d’applicabilité des exigences et des lignes directrices existantes et pour déterminer dans quelle mesure d’autres exigences ou lignes directrices sont requises.

Le DIS-16-04 abordait notamment les sujets suivants (bien que le document de travail ait également favorisé des discussions sur d’autres enjeux) :

• les renseignements techniques, y compris ceux portant sur les activités de recherche et de développement utilisées pour étayer un dossier de sûreté;
• le processus d’autorisation pour des installations modulaires multiples sur un même site;
• l’approche de l’autorisation pour un nouveau réacteur de démonstration;
• le processus d’autorisation et d’évaluations environnementales pour les parcs de PRM;
• les considérations relatives au système de gestion :
  • p. ex., les demandeurs de permis pour un PRM peuvent mener leurs activités ou être gérés de manière considérablement distincte par rapport aux titulaires de permis de centrales nucléaires actuelles,
• la vérification des garanties;
• les analyses déterministes de sûreté et les études probabilistes de sûreté;
• la défense en profondeur et l’atténuation des conséquences des accidents;
• les zones de planification d’urgence;
• les concepts de réacteurs transportables;
• le recours accru à l’automatisation dans le cadre de l’exploitation et de l’entretien des centrales;
• les interfaces humain-machine dans l’exploitation des installations;
• les répercussions des nouvelles technologies sur la performance humaine;
• les garanties financières pour la continuité des opérations;
• les dispositions sur la sécurité du site;
• la gestion des déchets et le déclassement;
• les structures de génie civil de sous-surface importantes pour la sûreté.

La CCSN a donné suite au DIS-16-04 au moyen du rapport intitulé Ce que nous avons entendu, publié en septembre 2017. Certains des principaux thèmes cernés dans ce rapport, auxquels la CCSN compte donner suite sous forme d’améliorations au cadre de réglementation, comprennent les suivants :

• Clarifier davantage l’application de la méthode graduelle
  • En novembre 2017, la CCSN a organisé un atelier sur l’Application de l’approche graduelle à l’égard de la réglementation des petits réacteurs modulaires. Le rapport de cet atelier à l’intention des parties intéressées en a résumé les activités; en général, les parties intéressées comprenaient bien les concepts et l’approche, et les promoteurs savent quels types de renseignements ils doivent fournir à l’appui de leurs dossiers de sûreté, en particulier, lorsqu’ils proposent des approches novatrices sur le plan des conceptions des réacteurs.
  • Les activités liées à l’examen de la conception de fournisseur (y compris les commentaires des fournisseurs) indiquent que les exigences et l’orientation relatives à la conception et à l’analyse de la sûreté peuvent être appliquées dans leur forme actuelle aux nouvelles technologies; des études de cas réalisées à partir d’examens de la conception de fournisseur préalables aux projets permettent de cerner les domaines particuliers pour lesquels il pourrait être nécessaire de clarifier les exigences et l’orientation existantes afin d’établir la capacité du cadre de réglementation de la CCSN de tenir compte de technologies novatrices.
  • On travaille actuellement à l’application de l’approche graduelle et au développement d’une réglementation en matière de sécurité nucléaire plus agile, souple et neutre sur le plan technologique au Canada, tout en veillant à maintenir la portée de la réglementation et à continuer de respecter les engagements internationaux.
• Clarifier davantage l’autorisation relative aux PRM
  • La CCSN a à cœur de collaborer avec les parties intéressées qui comptent présenter des demandes visant des PRM.
  • La collaboration préalable à l’autorisation peut permettre de comprendre les objectifs précis d’un réacteur de conception inédite ou d’un réacteur de démonstration et la manière dont le processus de demande de permis pourrait évoluer dans ce contexte.

Le REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, le REGDOC-1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire et le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire établissent les attentes de la CCSN à l’égard de l’autorisation des activités liées aux nouvelles installations dotées de réacteurs.

De plus, la CCSN élabore le REGDOC-1.1.5. Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires. Ce document, utilisé avec d’autres guides de demande de permis et les documents d’application de la réglementation existants, vise à aider les promoteurs à élaborer des propositions fondées sur le risque, qui tiennent compte des attentes de la CCSN à l’égard de toutes les mesures de sûreté et de réglementation à l’appui du dossier de sûreté du site.

Documents de la CCSN et normes du Groupe CSA relatifs au cadre de réglementation pour les centrales nucléaires

Installations et activités réglementées

No de documentNote de bas de page 7	Titre du document	ÉtatNote de bas de page 8	Document de l’AIEA ayant servi à son élaboration
Installations dotées de réacteurs
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs (2018)		Collection Normes de sûreté nº GS-R-3 Guide de sûreté nº WS-G-2.3 Collection sécurité nucléaire nº 17 Collection Normes de sûreté nº NS-R-3 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.2 Collection Normes de sûreté nº SSG-9 Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.5 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.6 Guide particulier de sûreté nº SSG-18 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.1 Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.5 Guide de sûreté nº RS-G-1.8 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2 TECDOC-1657
RD/GD-369	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire (2014)		GS-G-4.1, Format and Content of the Safety Analysis Report (en anglais seulement)
REGDOC-1.1.3	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire (2017)		GS-G-4.1, Format and Content of the Safety Analysis Report (en anglais seulement)
Substances nucléaires et appareils à rayonnement
REGDOC-1.6.1	Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement (2015)		Guide de sûreté nº RS-G-1.9

Domaines de sûreté et de réglementation

No de documentNote de bas de page 7	Titre du document	ÉtatNote de bas de page 8	Document de l’AIEA ayant servi à son élaboration
Système de gestion
REGDOC-2.1.1	Système de gestion (2019)
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)
N286-F12	Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires (2012)	x	Collection Rapports de sûreté nº 42 Collection Normes de sûreté nº GS-R-3 Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.1 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.9 Collection Normes de sûreté nº NS-R-2 Collection Normes de sûreté nº NS-R-3 Collection Sécurité nº 75-INSAG-3 rév.1 Collection Sécurité nº 75-INSAG-4 TECDOC-1101 TECDOC-1491
N286-F05	Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires (2005)
N286.0.1	Commentaire sur la N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires (2014)
N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires (2016)	x
N286.7.1	Ligne directrice pour l’application de la N286.7-99 (2009)		Collection Sécurité nº 50-C/SG-Q
N286.10	Gestion de la configuration des installations de réacteurs à haute puissance		INSAG-19 TECDOC-1335 Collection Sécurité nº 65
Série N299	Série de normes sur les Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires (ébauches)		INSAG-15 Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.5 TECDOC-1329
Gestion de la performance humaine
REGDOC-2.2.1	Facteurs humains
REGDOC-2.2.2	La formation du personnel, version 2 (2016)	x	TECDOC-1057
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel : Examens d’accréditation initiale (ébauche)
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel : Responsables de la radioprotection (2014)
	Exigences relatives aux tests de requalification pour le personnel de quart accrédité des centrales nucléaires canadiennes, révision 2 (2009)	x
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs (2017)	x
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues (2017)	x
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire (2018)
RD-204	Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires (2008)	x	Guide de sûreté nº NS-G-2.4 Guide de sûreté nº NS-G-2.8
RD-363	Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire (2007)	x	Collection Normes de sûreté NS-G-2.8
REGDOC-2.2.5	Effectif minimal
G-323	Assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I : Effectif minimal (2007)
P-119	Politique sur les facteurs humains (2000)
Conduite de l’exploitation
REGDOC-2.3.1	Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service (2016)		Guide particulier de sûreté nº SSG-28 Guide de sûreté nº NS-G-2.3
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	x
REGDOC-2.3.2	Programme de gestion des accidents graves touchant les réacteurs nucléaires (2013)	x	Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.15, STI/PUB/1376 Guide de sûreté NS-G-2.15, STI/PUB/1376 Collection Rapports de sûreté nº 32, STI/PUB/1167 Collection Services nº 9, IAEA-SVS-09 Prescriptions de sûreté nº SSR-2/2 Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 INSAG-10 INSAG-12, 75-INSAG-3 rév. 1 TECDOC-1440 INSAG-10
REGDOC-2.3.3	Bilans périodiques de la sûreté (2015)	x	Guide particulier de sûreté nº SSG-25 Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 Collection Rapports de sûreté nº 57 Guide de sûreté NS-G-2.12 Guide de sûreté NS-G-2.6 INSAG-12, 75-INSAG-3 rév. 1
EG-1	Exigences et directives concernant les examens d’accréditation écrits et oraux du personnel de quart des centrales nucléaires (2005)	x
EG-2	Exigences et directives concernant les examens d’accréditation sur simulateur du personnel de quart des centrales nucléaires (2004)	x
RD-360	Prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires (2008)	x	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.10
N290.15	Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires (2010)	x
Analyse de la sûreté
REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté (2014)	x	Collection Rapports de sûreté nº 55 Collection Normes de sûreté nº NS-R-4 Collection Normes de sûreté nº SSG-2 Collection Normes de sûreté nº GSR Partie 4
REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires (2014)	x	Norme de sûreté SSG-3 Norme de sûreté SSG-4 INSAG-10
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire (2018)
RD-310	Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires (2008)	x
RD-327	Sûreté en matière de criticité nucléaire (2010)	x	Normes de sûreté nº SSG-5 Normes de sûreté nº NS-R-5 Normes de sûreté nº SSG-6 Normes de sûreté nº GS-R-2
GD-327	Guide de sûreté en matière de criticité nucléaire (2010)
S-294	Analyse de la sûreté, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires (2005)	x	Collection Sécurité nº 50-P-4 Collection Sécurité nº 50-P-8
G-144	Critères d’acceptation des paramètres de déclenchement aux fins de l’analyse de sûreté des centrales nucléaires CANDU (2006)
G-149	Programmes informatiques utilisés lors de la conception et des analyses de sûreté des centrales nucléaires et des réacteurs de recherche (2000)
N290.16	Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (2016)		INSAG-10 Collection Énergie nucléaire nº NW-T-2.7 Collection Sécurité nº 98
N290.17	Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (2017)		Collection Normes de sûreté nº SSG-3 Collection Normes de sûreté nº SSG-4
N290.18	Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires (2017)		Collection Rapports de sûreté nº 57 Collection Normes de sûreté nº SSG-25 TECDOC-1740
Conception matérielle
REGDOC-2.5.1	Considérations générales liées à la conception : facteurs humains
REGDOC-2.5.2	Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires (2014)		Prescriptions de sûreté particulières SSR-2/1 Guide de sûreté NS-G-2.15 INSAG-10 Guide de sûreté NS-G-2.2 Collection Sécurité nº 50-P-1 Collection Rapports de sûreté nº 46 Guide de sûreté NS-G-2.9 Collection Sécurité nucléaire nº 17 Guide de sûreté NS-G-2.5 Guide de sûreté WS-G-2.1 Guide de sûreté NS-G-1.8 Guide de sûreté NS-G-1.4 TECDOC-1657 Guide de sûreté NS-G-1.10 Guide de sûreté NS-G-1.9 Guide de sûreté NS-G-1.12 Normes de sûreté nº SSG-2 Normes de sûreté nº SSG-3 Normes de sûreté nº SSG-4 Collection Rapports de sûreté nº 3 Guide de sûreté NS-G-1.5 Guide de sûreté NS-G-3.1 Normes de sûreté nº SSG-9 Guide de sûreté NS-G-2.1 Guide de sûreté NS-G-3.5 TECDOC-967, rév. 1 TECDOC-1276 Collection Sécurité nº 50-P-10 Guide de sûreté NS-G-1.3 INSAG-19 Guide de sûreté NS-G-2.6 Prescriptions de sûreté nº GS-R-3 Prescriptions de sûreté nº GS-G-3.5 Prescriptions de sûreté nº GS-G-3.3 Guide de sûreté NS-G-3.4 Normes de sûreté nº SSG-18 INFCIRC-225, rév. 5 (ébauche) Guide de sûreté nº RS-G-1.1 Collection Rapports de sûreté nº 8 Prescriptions de sûreté nº GS-R-2 Guide de sûreté NS-G-1.7 Guide de sûreté NS-G-1.11 Guide de sûreté NS-G-1.13 Collection Rapports de sûreté nº 25 Guide de sûreté NS-G-1.2 Prescriptions générales de sûreté Part 4 Collection Sécurité nº 110 Prescriptions de sûreté particulières SSR-2/2 Guide de sûreté NS-G-1.6 Guide de sûreté particulier SSG-9 Guide de sûreté NS-G-1.1 Guide de sûreté NS-G-2.11 Collection Sécurité nº 50-P-7
REGDOC-2.5.7	Conception, essais et rendement des appareils d’exposition (2017)
RD-367	Conception des installations dotées de petits réacteurs (2011)		Identique au REGDOC-2.5.2 ci-dessus
G-276	Plan de programme d’ingénierie des facteurs humains (2003)
G-278	Plan de vérification et de validation des facteurs humains (2003)
Systèmes et composants sous pression
N285.0/N285.6 série-F17	Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU (2012)	x
Enceintes de confinement en béton
N287.1	Exigences générales relatives aux enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2014)
N287.2	Exigences relatives aux matériaux des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2008)
N287.3	Exigences relatives à la conception des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2014)
N287.4	Exigences relatives à la construction, à la fabrication et à l’installation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU (2009)
N287.5	Exigences relatives aux vérifications et aux essais des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2011)
N287.6	Exigences relatives aux essais préopérationnels de pressurisation et de débit de fuite des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2011)
N291-15	Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires (2015)	x
N291-08	Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU (2008)	x
Conception et qualifications sismiques
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU (2008)	x	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.6 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.10
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2010)	x	Guide de sûreté particulier DS405 (ébauche) Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.5 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.3 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.6
N289.3	Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2010)	x	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.6 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.3 Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.6
N289.4	Procédures d’essais de qualification parasismique des structures, systèmes et composants de centrales nucléaires (2012)	x	Guide de sûreté nº NS-G-2.13
N289.5	Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires (2012)	x	Rapport de sûreté (ébauche), rév. 12
Systèmes spéciaux de sûreté
N290.0	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires (2011)	x
N290.1	Exigences relatives aux systèmes d’arrêt des centrales nucléaires CANDU (2013)
N290.2	Exigences applicables aux circuits de refroidissement d’urgence du cœur des centrales nucléaires (2011)
N290.3	Exigences applicables au système de confinement des centrales nucléaires (2011)
N290.4	Exigences relatives aux systèmes de contrôle des réacteurs des centrales nucléaires (2011)
N290.5	Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU (2011)
N290.6	Exigences relatives à la surveillance et à l’affichage des fonctions de sûreté d’une centrale nucléaire au moment d’un accident (2009)
N290.11	Exigences relatives à la capacité d’évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires (2013)
N290.14-15	Qualification des matériels numériques et logiciels utilisés dans les utilisations d’instrumentation et de commande des centrales nucléaires (2015)	x
N290.14-07	Qualification des logiciels préconçus utilisés dans les applications d’instrumentation et de commande liées à la sûreté des centrales nucléaires (2007)
N290.16	Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (2016)		INSAG-10 Collection Énergie nucléaire nº NW-T-2.7 Collection Sécurité nº 98
Gouvernance de la conception
N290.12	Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires (2014)	x
Aptitude fonctionnelle
REGDOC-2.6.1	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires (2017)	x
REGDOC-2.6.2	Programmes d’entretien des centrales nucléaires (2017)	x
REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement (2014)	x	Guide de sûreté nº NS-G-2.12 Collection Rapports de sûreté nº 82 Collection Rapports de sûreté nº 57 Guide de sûreté particulier SSG-25 Guide de sûreté NS-G-2.6 Guide de sûreté NS-G-2.4 Prescriptions de sûreté NS-R-2 Collection Rapports de sûreté nº 3 Collection Rapports de sûreté nº 62 TECDOC-1197 TECDOC-1188 TECDOC-1025 TECDOC-981 Collection Rapports de sûreté nº 15
RD/GD-98	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires (2012)	x	TECDOC-524
RD/GD-210	Programmes d’entretien des centrales nucléaires (2012)	x	TECDOC-658 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.6
S-98, rév. 1	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires (2005)	x
S-210	Programmes d’entretien des centrales nucléaires (2007)	x	Collection Rapports de sûreté nº 42 Collection Normes de sûreté nº 110 Collection Normes de sûreté nº NS-R-2 Collection Normes de sûreté NS-G-2.6 Collection Normes de sûreté nº 50-SG-07
N285.4-05	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2005)	x
N285.4-14	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2014)
N285.5	Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU (2008)	x
N285.7	Inspection périodique des systèmes et des composants complémentaires des centrales nucléaires CANDU (2015)	x	TECDOC-1511
N285.8	Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (2010)	x
N287.2	Exigences relatives aux matériaux des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2008)
N287.7	Exigences relatives à la mise à l’essai et à l’examen, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU (2008)	x
N287.8	Gestion du vieillissement des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2015)		Collection Rapports de sûreté nº 57 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.12 TECDOC-1025 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.6 TECDOC-1503 TECDOC-1736 Collection Rapports techniques nº 338 Collection Rapports de sûreté nº 15 Collection Sécurité nº 50-P-3 Collection Rapports de sûreté nº 82
N290.8	Spécifications techniques visant les composants de centrales nucléaires (2015)
N290.13	Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU (2005)	x
Radioprotection
REGDOC-2.7.3	Lignes directrices sur la radioprotection pour la manipulation sécuritaire des dépouilles (2018)
RD-58	Dépistage de l’iode radioactif déposé dans la thyroïde (2008)
G-91	Contrôle et enregistrement des doses de rayonnement aux personnes (2003)
G-147	Protocoles d’intervention pour les essais biologiques en cas d’incorporation anormale de radionucléides (2003)
GD-150	Conception et mise en œuvre d’un programme d’essais biologiques (2010)
G-129, rév. 1	Maintenir les expositions et les doses au «?niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA)?» (2004)		Collection Sécurité nº 21 Collection Sécurité nº 102 Collection Sécurité nº 103
G-228	Élaboration et utilisation des seuils d’intervention (2001)
Santé et sécurité classiques
	Aucun document d’application de la réglementation de la CCSN applicable
Z1000	Gestion de la santé et de la sécurité au travail
N286	Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires
Protection de l’environnement
REGDOC-2.9.1	Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement (2013)	x
REGDOC-2.9.1	Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement , édition 1.1 (2017)	x
S-296	Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2006)	x
G-296	Élaboration de politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie 1 et aux mines et usines de concentration d’uranium (2006)	x
N288.1	Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires (2008)	x	Collection Rapports de sûreté nº 19 Collection Sécurité nº 50-5G-59 TECDOC-857 TECDOC-964 Collection Rapports techniques nº 364 Collection Rapports techniques nº 422 Collection Rapports techniques nº 472
N288.2-14	Lignes directrices pour le calcul des conséquences radiologiques pour le public d’un rejet de matières radioactives dans l’air dans le cas des accidents de réacteurs nucléaires (2014)		Guide de sûreté nº NS-G-3.2 Guide de sûreté nº 50-P-12 Guide de sûreté nº GS-G-2.1 Guide de sûreté nº GSG-2 Guide de sûreté nº GS-R-2 TECDOC-955 TECDOC-1200
N288.2-M91 (R2008)	Guidelines for calculating radiation doses to the public from a release of airborne radioactive material under hypothetical accident conditions in nuclear reactors (2008) (en anglais seulement)		Collection Guides de sûreté nº 50-SG-S3
N288.3.4	Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires (2013)
N288.4	Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2010)	x
N288.4-10 (R2015)	Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2015)	x
N288.5	Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2011)	x
N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2012)	x	Collection Rapports de sûreté nº 21 Collection Rapports techniques nº 332 Collection Rapports techniques nº 472
N288.7	Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2015)	x	Guide de sûreté nº WS-G-1.2
N288.8	Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires (2017)
Gestion des urgences et protection-incendie
REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2014)	x
REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 (2017)		Collection Normes de sûreté GS-R-2 Collection Normes de sûreté GS-G-2.1
RD-353	Mise à l’épreuve des mesures d’urgence (2008)	x	Collection Normes de sûreté nº 73 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2
N293-07	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU (2007)	x	INSAG Series nº 10 INSAG Series nº 12 Collection Rapports de sûreté nº 10 Collection Rapports de sûreté nº 46 Collection Sécurité nº 50-P-9 Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.7 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.1
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	x	Identique à N293-07 (ci-dessus), à l’exception de la Collection Sécurité nº 50-P-9
N393	Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires (2013)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2014)		Guide de sûreté GS-G-2 Guide de sûreté GS-G-2.1 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2 Prescriptions générales de sûreté GSR, partie 7
Gestion des déchets
REGDOC-2.11	Cadre canadien pour la gestion des déchets radioactifs et les plans de déclassement (2018)
REGDOC-2.11.1	Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs (2018)
G-219	Les plans de déclassement des activités autorisées (2000)
N292.0	Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié (2014)		INFCIRC/164 INFCIRC/225/rév. 5 Prescriptions de sûreté nº TS-R-1 Guide de sûreté nº SSG-15 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2 TECDOC-1325 Guide général de sûreté nº GSG-1 Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 Guide de sûreté nº GS-G-3.3 Guide de sûreté nº GS-G-3.4 Guide de sûreté nº WS-G-2.5 Collection Rapports de sûreté nº 34 Collection Rapports de sûreté nº 35 Collection Sécurité nº 111-F Collection Sécurité nº 115 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.7 Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.7 Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.9 Collection Normes de sûreté nº WS-G-2.7 Collection Normes de sûreté nº WS-G-6.1 Collection Normes de sûreté nº WS-R-2 TECDOC-1222 TECDOC-1256 TECDOC-1282 TECDOC-1372 TECDOC-1398 TECDOC-1504 Collection Rapports techniques nº 402 Collection Rapports techniques nº 421 Collection Rapports techniques nº 427 Collection Rapports techniques nº 434 Collection Rapports techniques nº 441
N292.1	Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives (2016)		Guide général de sûreté nº GSG-3 INFCIRC/225/rév. 5 Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 Guide de sûreté nº GS-G-4.1 Collection Rapports de sûreté nº 55 Collection Normes de sûreté nº GSR, partie 5 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2 Guide particulier de sûreté nº SSG-3 Guide particulier de sûreté nº SSG-8 Guide particulier de sûreté nº SSG-9 Guide particulier de sûreté nº SSG-15 Guide particulier de sûreté nº SSG-25 Guide particulier de sûreté nº SSG-31 TECDOC-1267
N292.2	Entreposage à sec provisoire du combustible irradié (2013)		INFCIRC/164 INFCIRC/164/Add.1 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2
N292.3	Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (2008)	x	INFCIRC/164 Guide de sûreté nº DS 390 (ébauche) Collection Sécurité nº 111-G-1.1 Collection Normes de sûreté nº GS-R-2 Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1 Collection Rapports de sûreté nº 34 Collection Rapports de sûreté nº 35 Collection Sécurité nº 111-F Collection Sécurité nº 115 Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.7 Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.7 Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.9 Collection Normes de sûreté nº WS-G-2.5 Collection Normes de sûreté nº WS-G-2.7 Collection Normes de sûreté nº WS-G-6.1 Collection Normes de sûreté nº WS-R-2 TECDOC-1222 TECDOC-1256 TECDOC-1282 TECDOC-1325 TECDOC-1372 TECDOC-1397 TECDOC-1398 TECDOC-1504 Collection Rapports techniques nº 402 Collection Rapports techniques nº 412 Collection Rapports techniques nº 421 Collection Rapports techniques nº 427 Collection Rapports techniques nº 434 Collection Rapports techniques nº 441
N292.5	Ligne directrice sur l’exemption ou la libération du contrôle réglementaire des matières contenant ou susceptibles de contenir des substances nucléaires (2011)		Guide de sûreté nº RS-G-1.7 Collection Rapports de sûreté nº 44 Collection Sécurité nº 115
N294	Déclassement des installations contenant des substances nucléaires (2009)	x	TECDOC-1476 Guide de sûreté WS-G-5.1 Collection Rapports techniques nº 420
Sécurité
REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée, tome I : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire, version 2 (2018)
REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée, tome II : Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique (2018)
REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée, tome I : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire (2013)	x
REGDOC-2.12.2	Cote de sécurité donnant accès aux sites (2013)	x	Collection Sécurité nucléaire nº 8
REGDOC-2.12.3	La sécurité des substances nucléaires : sources scellées (2013)	x	Guide de sûreté RS-G-1.9 TECDOC-1344 Normes de sûreté nº TS-R-1 TECDOC-1355 Collection Sécurité nucléaire nº 7 INFCIRC/225/rév. 5 (ébauche) INFCIRC/663 TECDOC-953 Collection Sécurité nucléaire nº 9 Collection Sécurité nucléaire nº 11 Collection Sécurité nucléaire nº 14 TECDOC-1276 Normes de sûreté nº SSG-5
RD-321	Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée (2010)	x
RD-361	Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée (2010)	x
S-298	Force d’intervention pour la sécurité nucléaire (2003)	x
G-208	Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III (2003)
G-274	Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires (2003)
N290.7	Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs (2014)	x
Garanties et non-prolifération
REGDOC-2.13.1	Garanties et comptabilité des matières nucléaires (2018)	x
REGDOC-2.13.2	Importation et Exportation (2018)
RD-336	Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires (2010)	x	INFCIRC/164
GD-336	Document d’orientation pour la comptabilisation et la déclaration des matières nucléaires (2010)
Emballage et transport
REGDOC-2.14.1	Emballage et Transport : Information intégrée par renvoi dans le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) du Canada (2016)
REGDOC-2.14.1	Emballage et Transport, tome II : Conception d’un programme de radioprotection pour le transport des substances nucléaires

Autres domaines de réglementation

No de documentNote de bas de page 7	Titre du document	ÉtatNote de bas de page 8	Document de l’AIEA ayant servi à son élaboration
Exigences de production de rapports
REGDOC-3.1.1	Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2 (2016)	x	Collection Normes de sûreté SF-1
Mobilisation du public et des Autochtones
REGDOC-3.2.1	L’information et la divulgation publiques (2018)
RD/GD-99.3	L’information et la divulgation publiques (2012)	x
REGDOC-3.2.2	Mobilisation des Autochtones (2016)
Garanties financières
G-206	Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées (2000)
Processus et pratiques de la CCSN
REGDOC-3.5.1	Diffusion de l’information : Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, version 2 (2017)
REGDOC-3.5.2	Conformité et application de la loi : Sanctions administratives pécuniaires, version 2 (2015)
REGDOC-3.5.3	Principes fondamentaux de réglementation (2018)
REGDOC-3.5.4	Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation (2018)
REGDOC-3.5.3	Principes fondamentaux de réglementation (2018)
P-211	La conformité (2001)
P-242	Examen des coûts et des avantages (2000)

Annexe 7.2 (iii)b) Renseignements sur la vérification de la conformité

Le tableau ci-dessous énonce certains des systèmes et domaines d’activité de vérification visés par les inspections de type II et les inspections sur le terrain dans les centrales nucléaires.

Processus et fonctions	Installations et équipement
Manutention du combustible Démarrage Sûreté des arrêts Sources froides Gestion des arrêts Combustible et physique Enveloppes sous pression Contrôle et surveillance des effluents Surveillance de l’environnement	Salle de commande Bâtiment du réacteur Bâtiment de la turbine Salle des batteries Salle de l’équipement de commande Enceinte de confinement Dispositif d’injection du système de refroidissement d’urgence Système d’arrêt 1 Système d’arrêt 2 Systèmes de sûreté de secours Systèmes liés à la sûreté Systèmes électriques Équipement d’atténuation en cas d’urgence

Annexe 9c) Programmes d’information publique des titulaires de permis de centrales nucléaires

La disponibilité et la clarté de l’information relative aux activités nucléaires sont essentielles à l’établissement d’un climat d’ouverture, de transparence et de confiance entre le titulaire de permis et le public.

Les programmes d’information et de divulgation publique d’un titulaire de permis, en ce qui concerne les activités autorisées, visent principalement à veiller à ce que l’information liée à la santé, la sûreté et la sécurité des personnes et à l’environnement, de même qu’à d’autres enjeux associés au cycle de vie de la centrale nucléaire, soit communiquée efficacement dans un langage simple au grand public, aux parties intéressées, aux publics cibles et aux groupes autochtones.

Les programmes d’information et de divulgation publique sont appuyés par des protocoles de divulgation qui soulignent le type d’information relative à l’installation et à ses activités qui sera communiquée au public (p. ex., incidents, principaux changements aux opérations, rapports périodiques de rendement environnemental) et les échéances connexes.

Au moyen de la production et de la distribution de bulletins à l’intention des collectivités, de réunions portes ouvertes, de la mise à jour des sites Web, de la déclaration d’événements, de communiqués, de partenariats avec les collectivités et de parrainage communautaire, de la mobilisation du public et des Autochtones, des médias sociaux et classiques, des relations avec les gouvernements, de la mobilisation des parties intéressées externes ainsi que des outils de communication avec les employés et les personnes à la retraite, chaque titulaire de permis s’efforce d’informer tous ses publics cibles des activités actuelles et futures, des mesures de préparation aux situations d’urgence et de son engagement à l’égard de la sûreté, de la sécurité et de l’environnement.

Durant la période visée par le rapport, Énergie NB, Bruce Power et OPG (Pickering) ont demandé le renouvellement de leur permis d’exploitation d’un réacteur de puissance (PERP). Par conséquent, des renseignements particuliers sur le renouvellement de permis, y compris de l’information opérationnelle et scientifique, ont été communiqués au grand public et aux publics cibles.

Avant chaque audience de la Commission visant un renouvellement de permis, le titulaire de permis a consulté le grand public, ses parties intéressées, ses publics cibles et les groupes autochtones par l’intermédiaire de diverses méthodes dont l’utilité a été déterminée au préalable. Les sujets abordés ont inclus les exigences des permis (p. ex., celles liées à l’environnement, à la sûreté et à la sécurité), les bilans périodiques de la sûreté, la gestion des déchets, l’information sur les autorisations en vertu de la Loi sur les pêches, la mobilisation des Autochtones et les évaluations des risques environnementaux. Parallèlement, le personnel de la CCSN a réalisé un examen complet de chaque programme d’information publique et organisé des séances de mobilisation indépendantes afin de diffuser de l’information adaptée au public et aux collectivités affectées par chaque renouvellement de permis. À son tour, le grand public et les publics cibles ont eu l’occasion de rencontrer directement la CCSN.

Les programmes d’information et de divulgation publiques des titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada doivent comprendre les éléments suivants :

• Objectifs;
• identification du public cible;
• suivi de l’opinion du public et des médias;
• stratégies et produits d’information publique;
• protocole de divulgation publique;
• notification de divulgation publique à la CCSN;
• programme d’évaluation et processus d’amélioration;
• documentation et registres;
• coordonnées.

Les stratégies et produits d’information publique des programmes des titulaires de permis comprennent généralement ce qui suit :

• bulletins à l’intention des collectivités envoyés directement aux foyers de la région;
• publicité dans les journaux locaux;
• mises à jour régulières fournies aux politiciens municipaux, provinciaux et fédéraux;
• centre des visiteurs interactif;
• séances portes ouvertes annuelles sur le rendement opérationnel;
• programme d’affaires autochtones;
• communication avec les employés;
• site Web et comptes de médias sociaux informatifs;
• séances d’information régulières sur des sujets d’intérêt pour le public;
• sondage auprès du public et groupes de discussion visant à solliciter l’opinion publique;
• communiqués.

Aux fins d’illustration, voici quelques exemples d’activités de sensibilisation du public entreprises par Bruce Power, Énergie NB et OPG durant la période visée par le rapport.

Durant la période visée par le rapport, Bruce Power a :

• organisé une série de cinq séances portes ouvertes et de six webinaires visant à informer le public sur les activités liées au renouvellement de permis et sur la manière dont le public pouvait participer au processus;
• consulté les groupes autochtones et les collectivités dont les droits ancestraux ou issus des traités pourraient être directement affectés par l’exploitation de la centrale nucléaire;
• continué d’offrir un programme de bourses d’études à l’intention des Autochtones afin d’aider les étudiants à poursuivre leurs études dans des établissements d’enseignement postsecondaire;
• offert le programme estival de visite en autobus du site de Bruce Power à l’intention du public;
• diffusé son bulletin mensuel sur son site Web;
• continué d’investir dans des programmes de soutien à la collectivité locale (p. ex., santé et bien‑être, développement des jeunes);
• mené des sondages provinciaux et régionaux réguliers de l’opinion publique afin de mesurer scientifiquement le soutien à l’égard de divers domaines clés;
• mené des campagnes publicitaires télévisées en Ontario afin de promouvoir la production de cobalt 60 aux installations de Bruce Power aux fins d’utilisation dans la stérilisation d’équipement médical et le traitement contre le cancer.

Durant la période visée par le rapport à Darlington, OPG a :

• distribué au moins trois fois par année dans 100 000 foyers et entreprises à Clarington et à Oshawa un bulletin à l’intention de la collectivité, « Neighbours », qui est aussi disponible en ligne;
• fourni des mises à jour régulières aux administrations municipales locales, aux organismes communautaires et aux entreprises locales;
• fourni des mises à jour régulières aux comités communautaires existants (comité de radioprotection de Durham, conseil consultatif communautaire de Darlington) et à d’autres parties intéressées;
• tenu des réunions régulières avec les communautés autochtones locales sur les opérations de Darlington, les projets et les rapports environnementaux (mises à jour sur la réfection, nouveau rapport de mi-parcours de Darlington) ainsi que sur le programme d’occasions d’emploi et de formation pour les Autochtones dans le domaine nucléaire d’OPG;
• diffusé de l’information sur les mesures à prendre en cas d’urgence nucléaire;
• offert un soutien aux initiatives communautaires par l’intermédiaire de son Programme d’engagement social;
• diffusé de l’information au public par l’intermédiaire de son site Web et de son programme de médias sociaux, auprès de dizaines de milliers de visiteurs chaque année sur son site Web et de plus de 11 000 abonnés sur Twitter, plus de 3 000 abonnés sur Instagram et plus de 1 200 abonnés sur Facebook;
• organisé des séances portes ouvertes pour plus de 3 000 membres du public, ce qui a inclus une visite de la simulation d’installation de formation pour la réfection de Darlington.

Durant la période visée par le rapport, Énergie NB a :

• organisé des séances d’information publique pour garder le public informé des activités, y compris le processus de participation au renouvellement de permis et l’exercice intégré provincial à pleine échelle d’intervention en cas d’urgence (Défi Synergy);
• organisé des réunions avec des parties intéressées clés dans toute la province afin de faire le point sur les activités de la centrale;
• tenu des réunions communautaires avec les Autochtones, les municipalités, les pêcheurs locaux et les représentants des collectivités, les environnementalistes et le grand public pour discuter des activités d’Énergie NB, y compris les autorisations relatives au poisson, le renouvellement de permis et les opérations de la centrale nucléaire;
• appuyé l’association locale de naturalistes en donnant accès à la pointe et aux services afin de favoriser leurs activités et programmes d’observation des oiseaux migrateurs et d’étiquetage des papillons monarques;
• accueilli les groupes autochtones et membres de la collectivité et du public au site de Point Lepreau afin de participer à l’initiative d’étiquetage des papillons monarques et d’en apprendre davantage sur la protection de l’environnement du sanctuaire de papillons monarques;
• participé à des réunions mensuelles avec les représentants autochtones du Nouveau‑Brunswick pour discuter de ses activités et s’informer sur les intérêts et activités des membres des communautés;
• fourni de l’information au public par l’intermédiaire de son site Web et des médias sociaux;
• distribué un bulletin trimestriel dans un rayon de 20 km de la centrale nucléaire et l’a affiché sur son site Web;
• mené des sondages provinciaux réguliers de l’opinion publique afin de mesurer le soutien et la compréhension à l’égard de domaines d’intérêt clés;
• produit, distribué aux collectivités locales et affiché sur son site Web un calendrier présentant des photos prises au sein de la collectivité locale et de l’information sur la préparation aux situations d’urgence nucléaires et classiques ainsi que des renseignements généraux sur le rayonnement;
• appuyé les initiatives communautaires par l’intermédiaire de son Programme d’engagement social;
• participé à des programmes éducatifs à l’intention des élèves, des jeunes et des étudiants des collèges et universités de la région;
• participé à des initiatives d’éducation commerciale et technique visant à promouvoir la science et la technologie;
• envoyé des conférenciers à divers clubs et organismes de services.

En plus du programme d’information publique typique des centrales nucléaires existantes, Bruce Power, Énergie NB et OPG ont également exécuté des programmes permanents et exhaustifs de sensibilisation axée sur la distribution préalable d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne (c.-à-d., des comprimés d’iodure de potassium) à proximité de leurs centrales. Voir l’alinéa 16.1d) pour obtenir de plus amples renseignements.

Annexe 10a) Politiques de sûreté dans les centrales nucléaires

L’énergie nucléaire présente des dangers particuliers en raison de l’immense énergie produite par le cœur du réacteur, des matières radioactives et de la chaleur de désintégration générée par le combustible. La sûreté nucléaire comprend la protection des travailleurs, du public et de l’environnement contre ces dangers. Par conséquent, tel qu’il est mentionné à l’article 10, chaque titulaire de permis de centrale nucléaire au Canada accorde la priorité requise à la sûreté dans le cadre de son système de gestion.

Chaque titulaire de permis a adopté une manière différente de démontrer qu’il accorde la priorité due à la sûreté, certains choisissant d’établir des principes de sûreté généraux dans le contexte d’une politique de sûreté nucléaire distincte visant leur organisation.

Ontario Power Generation

La politique de sûreté nucléaire d’OPG stipule ce qui suit :

La sûreté nucléaire constituera la priorité absolue dans toutes les activités réalisées à l’appui des installations nucléaires d’OPG. La sûreté nucléaire aura, de manière claire, préséance sur les échéanciers, les coûts et la production. [traduction]

La politique établit que le responsable des opérations nucléaires doit rendre des comptes au premier dirigeant et au conseil d’administration afin de mettre en place un système de gestion qui favorise la priorité absolue de la sûreté nucléaire.

Bruce Power

Le maintien d’une saine culture de sûreté nucléaire constitue un objectif du système de gestion de Bruce Power de même qu’une façon de respecter des normes d’excellence élevées. Bruce Power énonce son engagement à l’égard de la sûreté dans sa politique de sûreté nucléaire :

La sûreté de la centrale nucléaire constitue la priorité absolue des personnes à tous les niveaux de l’organisation. Les décisions et actions de ces dernières sont fondées sur cette priorité et font l’objet d’un suivi afin de vérifier que les préoccupations en matière de sûreté nucléaire reçoivent l’attention appropriée. Le milieu de travail, les attitudes et les comportements de toutes les personnes reflètent et favorisent une telle culture de sûreté. Bruce Power veillera à ce que la sûreté des réacteurs constitue la priorité absolue dans le contexte de ses décisions d’affaires et de ses activités et, en tant qu’exploitant d’une centrale nucléaire, accepte que son objectif fondamental soit de protéger le public, le personnel sur le site et l’environnement, en établissant et en actualisant des moyens de défense efficaces contre les dangers radiologiques. [traduction]

La politique étaye la protection des marges de sûreté, le maintien de la défense en profondeur et l’analyse de la sûreté.

Énergie NB

Le Manuel de la gestion nucléaire, l’autorité absolue en matière de gouvernance des opérations de Point Lepreau, présente le premier engagement suivant en matière de gestion :

Énergie NB a à cœur l’exploitation sûre, fiable et efficiente de la centrale de Point Lepreau. [traduction]

La première valeur de base de l’organisation est la suivante :

La sûreté avant tout : La sûreté nucléaire sera la priorité absolue de toutes les activités réalisées à l’appui de la centrale nucléaire de Point Lepreau. La sûreté nucléaire aura, de manière claire, préséance sur les échéanciers, les coûts et la production. Nous sommes déterminés à assurer la sûreté des employés et du public. [traduction]

De plus, l’introduction du Manuel de la gestion nucléaire établit ce qui suit :

Notre système de gestion combine la culture et les activités interreliées qui permettent de diriger et d’exécuter notre travail. Il comprend la gestion et le soutien du personnel de sorte que ce dernier puisse mettre en œuvre les processus documentés établis dans le cadre du système de gestion afin que les objectifs de rendement soient atteints en toute sûreté, de manière cohérente et efficiente. [traduction]

Les responsabilités des employés sont établies dans le système de gestion d’Énergie NB ainsi que dans le document de Point Lepreau sur les instructions relatives aux attentes et pratiques opérationnelles.

Hydro-Québec

Pour Gentilly-2, la politique d’Hydro-Québec en matière de sûreté nucléaire comporte un énoncé semblable des valeurs et objectifs généraux, assortis de principes à l’appui :

La direction, Production nucléaire, accorde la priorité absolue à la sûreté nucléaire à Gentilly-2. Cet engagement est appuyé par les énoncés suivants :

• Chaque employé est personnellement responsable de la sûreté.
• Les gestionnaires doivent démontrer leur engagement à l’égard de la sûreté.
• La confiance et la transparence ont préséance au sein de l’organisation.
• Les décisions prises reflètent la priorité accordée à la sûreté.
• La technologie nucléaire est reconnue comme étant particulière et unique.
• Une attitude de remise en question est valorisée.
• L’organisation a à cœur l’amélioration continue.
• La sûreté fait l’objet d’un examen constant.
• Les employés, les partenaires et les fournisseurs respectent toutes les exigences en matière de sûreté. [traduction]

Annexe 11.2a) Renseignements sur la formation et le nombre de travailleurs

Améliorations aux programmes de formation des titulaires de permis

Voici des exemples d’améliorations apportées par les titulaires de permis de centrales nucléaires à leurs programmes de formation durant la période visée par le rapport.

Perfectionnement professionnel : Bruce Power

Bruce Power a consolidé les listes d’activités de perfectionnement professionnel dans un même catalogue en ligne afin de favoriser le perfectionnement professionnel et la mobilisation du personnel.

Simulateur des tranches 7 et 0 de Bruce-B : Bruce Power

Bruce Power a bâti un deuxième simulateur à pleine échelle à Bruce-B qui comprendra les tranches 7 et 0, ce qui permettra d’offrir une formation sur les modifications associées aux activités de prolongation de la vie de même que sur les tranches non modifiées. Ainsi, les travailleurs de la salle de commande maintiendront leurs compétences, peu importe la configuration des tranches lors des arrêts aux fins de remplacement de composants majeurs.

Mise en œuvre du logiciel d’approche systématique à la formation (ASF) : Bruce Power

Bruce Power a mis à niveau son logiciel du système de gestion de l’apprentissage, notamment au moyen de nouvelles normes et d’outils pour les éléments d’essai et l’élaboration des essais; de nouvelles analyses des emplois associés aux principales qualifications (entre autres) en fonction d’une norme plus rigoureuse, et l’établissement de processus plus fiables pour réviser les documents du fondement de l’ASF lors de la modification des documents de contrôle sous‑jacents.

Évaluations du rendement des tâches des travailleurs supplémentaires : Bruce Power

Bruce Power a adopté le programme d’évaluations du rendement des tâches de l’EPRI pour les travailleurs supplémentaires. Ce programme s’ajoute aux autres méthodes visant à s’assurer que des compagnons d’apprentissage qui sont embauchés en tant que travailleurs supplémentaires acquièrent les connaissances et compétences nécessaires pour exécuter leurs tâches. Le programme d’évaluations du rendement des tâches est fondé sur la mise à l’essai des connaissances et des compétences et est conçu en fonction d’une norme rigoureuse de l’EPRI, en vue d’assurer la qualification.

Installation de formation au remplacement de composants majeurs : Bruce Power

Le bâtiment de 129 000 pieds carrés a été construit afin d’accueillir des bureaux ainsi que les outils de formation particuliers qui seront essentiels à la réussite des projets de remplacement de composants majeurs, qui débuteront en 2020 pour la tranche 6 et qui viseront six des huit réacteurs de Bruce Power d’ici 2033. Le bâtiment comprend une zone de travail sur deux étages qui comporte des bureaux, des salles de cours et des commodités à l’intention des occupants; un atelier d’un étage à plafond élevé pouvant accueillir des formations et des ateliers, du matériel aux fins de stockage, 330 travailleurs dans les bureaux et 150 travailleurs dans l’atelier; du stationnement, des commodités ainsi que des installations pour quelque 500 employés.

Simulateur d’installation d’extraction du tritium – Ontario Power Generation

OPG procède au développement d’un nouveau simulateur d’installation d’extraction du tritium pour améliorer le programme de formation des opérateurs de l’installation d’extraction du tritium. Le simulateur permettra d’offrir un milieu de formation réaliste où les opérateurs peuvent être formés en fonction de normes semblables à celles visant la manutention du combustible et le personnel accrédité des opérations. Il permettra également de renforcer la compétence des opérateurs au moyen d’une formation « juste‑à‑temps » suivie avant les évaluations réalisées peu fréquemment. Le projet devrait être achevé d’ici la fin de 2019.

Perfectionnement professionnel – Ontario Power Generation

On compte mettre en œuvre d’ici juin 2019 un nouveau système de gestion de l’apprentissage comportant une série initiale de 6 000 cours de perfectionnement professionnel. Le système est intégré aux systèmes de ressources humaines, comme les outils de planification du perfectionnement et de la relève que les employés peuvent utiliser pour établir un lien entre leurs objectifs de perfectionnement et d’apprentissage.

Formation à la gestion de projets – Ontario Power Generation

Le programme PMPRO est un programme de formation et de qualification nouveau, autonome et exhaustif qui s’applique à l’ensemble de l’entreprise et qui vise les gestionnaires de projet d’OPG. Le programme ProPEL est conçu pour les personnes qui ne sont pas déjà gestionnaires de projet, mais pour lesquelles la gestion de projet s’inscrit dans leur plan de carrière. Ces programmes offrent la formation, les outils et le cadre de perfectionnement nécessaires pour permettre aux gestionnaires de projet d’OPG d’exécuter les projets en toute sûreté, dans le respect de la qualité, des délais et du budget.

Activité d’apprentissage dynamique : Énergie NB

Énergie NB a mis au point une activité d’apprentissage dynamique intégrée pour gérer l’application et l’utilisation des outils et techniques de performance humaine par l’ensemble du personnel de la centrale nucléaire. L’activité comporte trois tâches : nettoyer une crépine sur le terrain, exécuter des manipulations dans une zone de rayonnement nécessitant un permis de radioexposition et exécuter des calculs dans un bureau. Ces tâches sont effectuées simultanément, puis intégrées afin d’atteindre un objectif commun advenant leur réussite. Pour réussir les tâches, les travailleurs doivent être mobilisés et faire preuve de réflexion et utiliser efficacement les outils de performance humaine de l’organisation.

Tout le personnel de la centrale nucléaire, du vice-président sur le site aux directeurs de centrale, doit réaliser l’activité d’apprentissage dynamique, y compris le personnel contractuel qui se joint à l’organisation pour faciliter les arrêts (au plus 1 400 membres du personnel). Lorsque le personnel reprend ses activités professionnelles, l’apprentissage du personnel est observé par les pairs, les superviseurs et les gestionnaires, qui veillent à son harmonisation aux attentes, aux étapes essentielles et aux méthodes d’observation et de mentorat. Le personnel utilise les outils de la même manière qu’il le faisait lors de la formation reçue avant les arrêts.

Exigences et orientation relatives à la qualification et aux nombres de travailleurs

Un système hiérarchique de lois, de règlements, de conditions de permis et de documents d’application de la réglementation établit les exigences à l’égard du nombre de travailleurs qui doivent être présents dans une centrale nucléaire ainsi que les qualifications et la formation du personnel qui réalise des activités essentielles liées à la sûreté.

La LSRN et ses règlements d’application forment le fondement législatif du nombre de travailleurs et de la qualification, de la formation, de l’examen et de l’accréditation du personnel. Plus particulièrement, le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires stipule que le titulaire de permis :

1. veille à ce qu’il y ait suffisamment de travailleurs qualifiés pour exercer l’activité autorisée en toute sécurité et conformément à la Loi, à ses règlements et au permis;
2. forme les travailleurs pour qu’ils exercent l’activité autorisée conformément à la Loi, à ses règlements et au permis.

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule que chaque demandeur de permis de construction, d’exploitation ou de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I doit fournir des renseignements sur les qualifications, la formation et l’expérience de tout travailleur qui participe à l’exploitation ou à l’entretien de la centrale nucléaire.

Le fondement d’autorisation des centrales nucléaires comprend les exigences suivantes relatives au nombre de travailleurs, aux qualifications et à la formation :

• Un effectif minimal (personnel suffisamment qualifié) doit être sur place en tout temps pour assurer l’exploitation sûre de la centrale nucléaire, ce qui comprend un nombre suffisant d’employés qualifiés pour assurer des capacités adéquates d’intervention en cas d’urgence. L’effectif minimal est précisé dans les documents soumis par le titulaire de permis dans le contexte de sa demande de permis.
• Un nombre suffisant de titulaires des postes accrédités suivants doit être sur place en tout temps dans une centrale nucléaire, ce qui peut varier en fonction de la conception de la centrale nucléaire :
  • opérateur nucléaire autorisé/opérateur de salle de commande (toutes les centrales nucléaires doivent avoir en tout temps un opérateur nucléaire autorisé directement sur place aux tableaux de contrôle de la salle de commande principale de chaque tranche);
  • opérateur de la salle de commande de la tranche 0 (Bruce-A, Bruce-B, Darlington)
  • superviseur de quart et gestionnaire de quart de la salle de commande pour les centrales nucléaires à tranches multiples;
  • superviseur de quart pour les centrales nucléaires à une seule tranche (Point Lepreau);
• Un responsable principal de la radioprotection accrédité doit être nommé.
• Le personnel accrédité doit respecter les exigences pertinentes d’accréditation applicables à son poste, tel qu’il est établi dans le document d’application de la réglementation de la CCSN RD‑204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires.

Annexe 11.2 b) Processus de planification de l’effectif

Tous les titulaires de permis sont dotés de processus visant à s’assurer que les ressources et les installations adéquates soient toujours disponibles pour intervenir dans le cadre des activités prévues et des imprévus. Voici un exemple des processus de Bruce Power en vue de planifier et d’optimiser son effectif.

Le processus de planification de l’effectif fait l’objet d’un examen annuel dans le contexte du cycle de planification des activités de Bruce Power. Il comprend un exercice de segmentation des talents qui permet d’analyser les exigences de divers postes et le personnel disponible. Il permet de déterminer la nature essentielle particulière des emplois de l’ensemble de l’entreprise de même que l’effectif normal (p. ex., exigences) associé à ces postes. Cette information est ensuite appliquée en tant qu’hypothèses opérationnelles pour les futures activités de planification de la dotation.

Plusieurs hypothèses opérationnelles sont également appliquées au nombre réel d’employés et aux cibles relatives aux niveaux d’emploi pour atténuer les risques relatifs aux postes essentiels. Un modèle d’attrition permet de prévoir les départs à la retraite et les mouvements de personnel à venir dans l’ensemble du site, en fonction des tendances passées en matière de départs à la retraite et de mouvements de personnel, de sondages sur les départs à la retraite, des compétences disponibles au sein de l’organisation et à l’extérieur de celle-ci, et d’une évaluation du risque ou d’une analyse contextuelle des facteurs internes et externes. De plus, le temps de traitement nécessaire (p. ex., recrutement et formation) est déterminé pour tous les postes essentiels (y compris pour le personnel accrédité) et sert de fondement pour l’« embauche préalable » avant qu’un titulaire quitte son poste. Cela permet de veiller à ce que les connaissances essentielles à la mission puissent être consignées et transmises à un nouvel employé et à ce que Bruce Power maintienne un niveau adéquat d’employés dans des postes essentiels pour gérer la centrale nucléaire en toute sûreté.

Le processus de planification de l’effectif de Bruce Power permet d’ajuster constamment le plan de dotation, qui constitue un document évolutif devant respecter les exigences opérationnelles. La haute direction examine également l’état des efforts de dotation prévue de Bruce Power et d’autres rapports importants deux fois par mois.

Cette expérience, ces connaissances et cet examen continu servent maintenant à réaliser une analyse des écarts entre les niveaux de dotation actuels et l’état futur optimal. À l’occasion de séances annuelles de planification des activités, les cadres et les gestionnaires principaux font un rapprochement entre les exigences opérationnelles actuelles du programme et le modèle de dotation à long terme de Bruce Power en vue d’établir les niveaux de dotation appropriés dans l’ensemble du site pour chaque année visée par la planification. Par conséquent, Bruce Power a mis en place un système pour veiller à ce que les programmes actuels soient gérés, tout en mettant en œuvre des stratégies d’amélioration pour appliquer son modèle de dotation et atteindre ses niveaux de dotation à l’avenir.

Annexe 12 a) Responsabilités et obligations redditionnelles relatives à la performance humaine dans les centrales nucléaires

Chaque titulaire de permis incorpore, dans son système de gestion, une philosophie organisationnelle et de gestion qui met à profit une méthode hiérarchique pour tenir compte de la performance humaine :

• la responsabilité de la performance humaine incombe principalement à chaque personne;
• les gestionnaires de première ligne sont responsables de surveiller et de corriger les problèmes de performance humaine;
• la direction établit les attentes nécessaires et fournit les installations et les outils qui favorisent la performance humaine;
• des organisations non hiérarchiques assurent une supervision indépendante de la performance humaine.

La priorité accordée à la sûreté par chaque titulaire de permis et l’accent mis sur la culture de sûreté (tel qu’il est abordé à l’article 10) sont essentiels à cette approche hiérarchique. Une hiérarchie et des voies de communication claires sont établies, afin que les membres de l’ensemble de l’organisation connaissent leurs responsabilités à l’égard de la sûreté nucléaire. Au niveau individuel, on met l’accent sur le dévouement et la responsabilisation de chaque personne qui participe à une activité touchant la sûreté de la centrale nucléaire. La reconnaissance et la compréhension par la personne de cette responsabilité, ainsi qu’une attitude de remise en question et d’autocontrôle, sont essentielles pour minimiser les erreurs humaines.

Les outils de performance humaine à l’intention des travailleurs permettent d’anticiper, de prévenir et de détecter les erreurs avant qu’elles aient des effets néfastes sur les personnes, la centrale, la propriété ou l’environnement. Bien que ces outils puissent être utilisés par n’importe quel employé dans un vaste éventail de situations, ils sont particulièrement utiles pour les travailleurs de première ligne et leurs gestionnaires, qui interagissent avec l’équipement de la centrale et peuvent en altérer l’état. Les outils de performance humaine aident les travailleurs à maintenir le contrôle positif d’une situation opérationnelle, veillant à ce que le travail soit bien fait du premier coup.

Les erreurs réalisées par les travailleurs du savoir, surtout les ingénieurs, peuvent avoir les conséquences les plus importantes sur la sûreté des centrales nucléaires. Les erreurs « de processus » sont souvent plus subtiles que les erreurs actives de première ligne visant l’équipement de la centrale commises par les opérateurs et les techniciens d’entretien, car elles peuvent entraîner des erreurs latentes qui, si elles ne sont pas décelées, s’enracinent dans la configuration physique de l’équipement ou dans la documentation de la centrale. De plus, les erreurs latentes peuvent demeurer cachées longtemps. Les outils de performance humaine à l’intention des travailleurs du savoir aident ces derniers à anticiper, à prévenir et à détecter la plupart des erreurs liées à leur travail. Les outils des travailleurs du savoir constituent une barrière défensive contre les erreurs latentes qui peuvent affecter la sûreté ou la production ultérieure de la centrale.

Les rôles et responsabilités de la direction en vue de faciliter la performance humaine sont notamment les suivants :

• communiquer clairement les attentes au moyen de politiques et de procédures;
• établir une organisation efficace dotée de responsabilités, d’obligations redditionnelles et de pouvoirs bien définis et compris;
• veiller à mettre l’accent sur la sûreté opérationnelle;
• embaucher un nombre suffisant de travailleurs qualifiés;
• mettre au point des procédures adéquates pour clairement définir les tâches liées à la sûreté;
• améliorer constamment les procédures en incorporant les leçons apprises;
• offrir la formation et la sensibilisation nécessaires pour souligner les justifications des pratiques et procédures de sûreté établies, de même que les conséquences des manquements à la sûreté sur le plan de la performance personnelle;
• fournir les installations, les outils et l’équipement appropriés en quantité suffisante et appuyer le personnel;
• réaliser des auto-évaluations afin de promouvoir l’amélioration continue;
• veiller à ce que les enjeux relatifs aux facteurs humains soient systématiquement pris en compte dans toute nouvelle conception ou modification de l’installation existante;
• assurer des niveaux additionnels de supervision, de manière indépendante sur le plan hiérarchique, afin d’évaluer la performance humaine;
• veiller à la prise en compte de la rétroaction relative à l’OPEX.

Chaque niveau de gestion est également doté d’un niveau précis de pouvoir, tel qu’il est établi dans les documents du système de gestion. Les gestionnaires devraient bien comprendre leurs pouvoirs d’approbation par rapport à ce qu’ils doivent transmettre à un échelon supérieur. On minimise les erreurs en exigeant de toute personne qui approuve un document ou une activité qu’elle vérifie la cohérence et la conformité :

• des limites du pouvoir de la personne;
• des exigences externes applicables (p. ex., lois, règlements et permis) et des limites internes (p. ex., lignes de conduite pour l’exploitation, rapports de sûreté et manuels d’assurance de la qualité);
• des pratiques d’exploitation et d’entretien;
• des hypothèses et intentions de la conception.

Les gestionnaires de première ligne sont responsables de surveiller et de corriger les problèmes de performance humaine. Ils y parviennent principalement par l’observation directe de la planification et de la préparation préalable à une tâche, de l’exécution du travail et des activités de synthèse après la tâche. La communication de l’information et des problèmes en aval et en amont, y compris l’identification des erreurs humaines, est essentielle à la détection et à la correction de l’erreur humaine.

Un programme officiel d’observation et de mentorat aide les gestionnaires et les superviseurs à orienter leurs activités d’observation dans les domaines où elles auront le plus d’impact. Le programme offre également des conseils sur les approches harmonieuses efficaces de l’interaction avec les employés lors de la communication de rétroaction sur la performance, qu’elle respecte ou non les exigences.

Annexe 12 e) Ingénierie des facteurs humains dans la conception et la modification de centrales nucléaires

Au sein de l’industrie nucléaire canadienne, l’ingénierie des facteurs humains est appliquée aux nouvelles conceptions, de la phase de définition conceptuelle à la phase de mise en service en passant par les phases d’installation et de finalisation de la conception. Dans les centrales nucléaires en exploitation, l’ingénierie des facteurs humains tient compte des facteurs liés à l’exploitation, à l’entretien et au vieillissement et est intégrée dans l’élaboration des procédures ainsi que dans les processus de contrôle des changements lorsque des modifications sont apportées.

Une approche rigoureuse de l’ingénierie des facteurs humains est utilisée dans les domaines des composants de l’interface humain-système, de la configuration de l’équipement, de l’habitabilité de la salle de commande, de la conception de l’affichage de la salle de commande, de la conception des tableaux de contrôle et des systèmes d’avertissement. L’ingénierie des facteurs humains est appliquée de façon progressive, au moyen de critères liés aux facteurs humains et fondés sur le risque et la complexité.

Un processus systématique est défini, documenté et mis en œuvre pour intégrer les facteurs humains dans le processus de conception. Les activités d’ingénierie des facteurs humains sont identifiées et documentées pour chaque conception et incorporées dans le plan de conception ou le plan de facteurs humains. Les plans sont fondés sur les exigences réglementaires, les normes et pratiques exemplaires internationales ainsi que l’expérience tirée de l’application de l’ingénierie des facteurs humains aux projets antérieurs de conception de réacteurs CANDU tout au long de l’évolution de la technologie CANDU. Les plans sont ensuite mis en œuvre pour veiller à ce que la conception qui en résulte soit compatible avec les capacités et limites humaines et à ce que les systèmes et l’équipement soient exploités efficacement et en toute sûreté et soient maintenus pour tous les états des systèmes et conditions d’exploitation potentiels. Les rapports de synthèse liés à l’ingénierie des facteurs humains sont produits pour documenter les résultats du processus. Tous les titulaires de permis et CANDU Énergie inc. réalisent des auto-évaluations régulières de leurs programmes d’ingénierie des facteurs humains afin de confirmer qu’ils sont efficaces et mis en œuvre de manière exhaustive.

L’ingénierie des facteurs humains est incorporée dans les projets de conception nucléaire, y compris les projets de nouvelle construction et de réfection ainsi que les services de génie nucléaire, conformément aux exigences réglementaires et aux normes de l’industrie. L’ingénierie des facteurs humains sur le plan de la conception s’applique à l’entière conception des systèmes et dépasse les seuls systèmes nucléaires (p. ex., partie classique de la centrale nucléaire et manutention du combustible).

L’effort en matière d’ingénierie des facteurs humains vise les onze éléments inclus dans la norme du Groupe CSA N290.12, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires :

• gestion du programme d’ingénierie des facteurs humains;
• examen de l’OPEX;
• analyse des exigences fonctionnelles et affectation des fonctions;
• analyse des tâches;
• dotation et qualification;
• traitement des actions humaines importantes;
• conception de l’interface humain-système;
• élaboration de procédures;
• élaboration des programmes de formation;
• vérification et validation des facteurs humains;
• mise en œuvre de la conception (intégration).

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont pleinement mis en œuvre la norme du Groupe CSA N290.12-14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires durant la période visée par le rapport.

En plus de fournir de l’information sur la conception elle-même, les facteurs humains sont pris en compte dans le contexte de la constructibilité, de l’opérabilité, de la facilité d’entretien et de l’examen de la sûreté de même que sur le plan de l’élaboration des procédures, des instructions et de la formation. De plus, les considérations relatives aux facteurs humains et les outils de performance humaine sont utilisés dans l’ensemble d’une installation nucléaire pour gérer l’implantation et la mise en service de la conception, ainsi que l’opérabilité, la facilité d’entretien et la sûreté des centrales nucléaires durant l’exploitation et les arrêts.

Annexe 14 (i)b) Renseignements sur l’analyse déterministe de la sûreté

Contenu des rapports d’analyse de la sûreté pour les centrales nucléaires existantes

Les titulaires de permis de centrales nucléaires réalisent des analyses déterministes de la sûreté, tel qu’il est documenté dans leurs rapports d’analyse de la sûreté. L’analyse déterministe de la sûreté démontre que les conséquences radiologiques des événements déclencheurs hypothétiques (qui mettent en cause la défaillance d’un seul processus) et les événements mettant en cause la défaillance d’un seul processus en conjonction avec une défaillance de l’un des systèmes spéciaux de sûreté ne dépassent pas les limites de dose au public de référence liées aux accidents et précisées dans les exigences relatives à la conception.

Un rapport d’analyse de la sûreté typique couvre les principaux sujets ci-dessous.

Introduction et description du site

Cette section comprend les caractéristiques suivantes :

• description générale;
• géographie et utilisation des terres aux fins de loisirs et de commerce, et information sur des sujets comme la distribution de la population;
• météorologie;
• hydrologie;
• géologie et sismologie.

Systèmes et composants

Cette section fournit suffisamment de renseignements pour comprendre l’interaction entre les systèmes et pour favoriser la compréhension des renseignements relatifs à l’analyse des accidents qui suit. Voici les éléments généralement abordés :

• philosophie de la conception en matière de sûreté;
• critères de conception;
• structures;
• réacteurs;
• systèmes fonctionnels des réacteurs;
• systèmes spéciaux de sûreté et systèmes liés à la sûreté;
• instrumentation et contrôle;
• systèmes d’alimentation électrique;
• turbine/générateur et systèmes auxiliaires;
• combustible et manutention du combustible;
• systèmes auxiliaires;
• radioprotection;
• gestion des déchets.

Sommaires de l’analyse déterministe de la sûreté

Cette section fournit une description détaillée de l’analyse d’accident de la centrale nucléaire. Elle présente l’analyse de tous les accidents de dimensionnement pour démontrer que les objectifs de la conception en matière de sûreté de tous les accidents hypothétiques sont atteints. Voici les éléments généralement abordés :

• identification des événements déclencheurs;
• défaillances de systèmes de manutention du combustible;
• défaillances de systèmes électriques;
• défaillances du contrôle;
• petits accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP);
• APRP dû à une grosse brèche;
• APRP hors confinement;
• défaillances de systèmes d’alimentation en eau;
• défaillances de systèmes d’approvisionnement en vapeur;
• défaillances du circuit de refroidissement à l’arrêt, du circuit de refroidissement du blindage et du modérateur;
• défaillances de systèmes de soutien;
• incidents de mode commun :
  • séisme de dimensionnement,
  • rupture de la turbine,
  • tornade de dimensionnement,
  • incident ferroviaire de dimensionnement,
  • fermeture intempestive des vannes d’interconnexion du circuit caloporteur,
  • accident ferroviaire mettant en cause des produits chimiques toxiques et corrosifs,
  • incendies internes,
• classification des événements;
• description des principaux modèles informatiques.

Exemples d’améliorations aux analyses déterministes de la sûreté

Tel qu’il est établi dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.6.3, Gestion du vieillissement, l’impact du vieillissement sur la sûreté de l’installation, y compris les marges de sûreté, tel qu’il est déterminé par une mise à jour de l’analyse déterministe de la sûreté, constitue un important aspect de la gestion de la vie. Cette analyse nécessite d’adopter une approche systématique et intégrée de la gestion du vieillissement. Les titulaires de permis de centrales nucléaires actualisent continuellement les analyses de la sûreté qui comprennent les effets du vieillissement du circuit caloporteur primaire. L’un des principaux mécanismes de vieillissement est le fluage diamétral des tubes de force. Des analyses de la sûreté ont été réalisées afin de démontrer la pertinence des marges de sûreté dans les scénarios les plus affectés par le vieillissement.

Des analyses de la sûreté révisées sont en cours dans le contexte de la mise en œuvre par les titulaires de permis du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté. Les sections suivantes décrivent les travaux exécutés par chaque titulaire de permis pour mettre en œuvre le REGDOC-2.4.1.

Ontario Power Generation

OPG continue de mettre en œuvre les exigences du REGDOC-2.4.1 conformément à son plan de mise en œuvre révisé en novembre 2017. Les nouvelles analyses sont également prévues et exécutées en conjonction avec la stratégie de gestion du vieillissement du circuit caloporteur. L’analyse antérieure de la perte du modérateur comme source froide a été incorporée dans l’annexe du rapport portant sur la sûreté dans le contexte de la mise à jour de 2017 du rapport de sûreté de Darlington. L’analyse de l’APRP dû à une grosse brèche à Darlington a été complétée au moyen d’une mise en œuvre plus réaliste de la méthode relative à la limite des paramètres d’exploitation en mars 2018. En ce qui a trait aux autres scénarios d’accidents, l’étape de planification de l’analyse a été achevée pour l’analyse de la perte de débit, de la perte de régulation de la puissance et de l’APRP à l’intérieur du cœur à Darlington durant la période visée par le rapport.

De plus, OPG a achevé en décembre 2017 les analyses des événements de cause commune à Pickering et a inclus ces nouvelles analyses dans le rapport de sûreté actualisé des tranches 1,4 de Pickering. La nouvelle annexe devrait être incorporée dans le rapport de sûreté des tranches 5‑8 de Pickering dans le contexte du processus de mise à jour du rapport de sûreté en 2019. Aux termes de la stratégie de gestion du vieillissement du circuit caloporteur, des analyses actualisées des scénarios d’accidents de perte de débit, d’APRP dû à une petite brèche et de protection contre la surpuissance neutronique sont réalisées en fonction des conditions futures d’un circuit caloporteur vieillissant afin d’appuyer le maintien de l’exploitation sûre des réacteurs d’OPG. 

Bruce Power

En décembre 2017, Bruce Power a achevé un projet de trois ans visant à mettre à niveau les sections des rapports de sûreté faisant la synthèse des analyses de la sûreté pour Bruce-A et Bruce‑B de manière à respecter les nouvelles exigences du REGDOC‑2.4.1. Bruce Power a également ajouté de nouvelles annexes sur les défaillances de mode communqui ont permis d’inclure pour la première fois une analyse approfondie des dangers internes et externes liés à ces défaillances dans le rapport de sûreté. L’analyse des modes communs a porté sur la perte d’air d’instrumentation ou d’eau de service, les incendies, les événements sismiques, les inondations internes et les forts vents.

Bruce Power a établi une approche des analyses déterministes qui appuie les événements sismiques, les incendies et les inondations et qui s’inspire des évaluations post‑Fukushima et des évaluations probabilistes de la sûreté.

À l’avenir, toute analyse de la sûreté nouvelle ou révisée respectera le REGDOC‑2.4.1.

Énergie NB

Durant la période visée par le rapport, Énergie NB a poursuivi la mise à jour de son programme d’analyse de la sûreté afin de respecter les exigences du REGDOC-2.4.1 et de combler les écarts, conformément à sa méthode graduelle (fondée sur le risque). Les analyses achevées visent notamment les événements comme la perte rapide du contrôle de la réactivité, les ruptures d’une conduite à haute énergie et les APRP dus à une petite brèche dans le contexte des effets du vieillissement. Énergie NB a cerné des analyses additionnelles permettant d’approfondir les enjeux du vieillissement de la centrale et des écarts historiques par rapport aux exigences du REGDOC-2.4.1, puis de les incorporer dans la planification sur 10 ans. Énergie NB a également tenu compte des commentaires relatifs à la réglementation à l’égard de son approche graduelle pour l’identification des incidents de fonctionnement prévus aux fins d’analyse approfondie et a incorporé les leçons tirées de l’analyse de la perte rapide du contrôle de la réactivité. Aucun autre incident de fonctionnement prévu cerné ne nécessite d’analyse en vue de démontrer que la défense en profondeur atteint le niveau 2. Toutes les nouvelles analyses seront reflétées dans les mises à jour futures du rapport de sûreté.

Annexe 14 (ii)b) Programmes de gestion du vieillissement dans chaque centrale nucléaire

Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement établit les exigences réglementaires et fournit une orientation relative aux programmes de gestion du vieillissement intégrée et propre à certains composants dans les centrales nucléaires.

En plus des programmes de gestion du vieillissement requis aux termes du REGDOC-2.6.3, les titulaires de permis canadiens ont mis au point une série de programmes et de plans d’inspections périodiques qui étayent les exigences relatives aux programmes d’inspections et d’essais minimaux afin de gérer les enjeux opérationnels et les enjeux de sûreté. Ces principaux programmes et plans sont décrits ci-dessous.

Plan de gestion du cycle de vie des conduites d’alimentation

Ce plan comprend des stratégies d’inspection et d’entretien visant à atténuer les risques liés au vieillissement des conduites d’alimentation et aux mécanismes de dégradation. Les inspections et activités d’entretien du programme visent à atténuer la dégradation causée par l’amincissement d’un coude, la rupture d’un coude, les défauts localisés adjacents aux soudures et la fissuration des soudures. Un programme d’inspections visuelles vise à déceler toute corrosion par frottement localisée des conduites d’alimentation due au contact avec les composants et structures à proximité. Ce plan permet également de documenter la stratégie visant à déterminer si les conduites d’alimentation doivent être remplacées.

Plan de gestion du cycle de vie des canaux de combustible

Ce plan inclut des stratégies permettant de veiller à ce que les effets du vieillissement des canaux de combustible fassent l’objet d’une surveillance (au moyen d’inspections conformes à la norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU) et soient gérés efficacement. Il aborde également les mécanismes de dégradation, y compris les changements de dimensions des tubes de force dus aux conditions opérationnelles (expansion axiale et diamétrale, amincissement des parois et affaissement des tubes), l’absorption de deutérium, les changements sur le plan de la ténacité à la rupture, le contact entre un tube de force et un tube de calandre et le potentiel de création de cloques ainsi que les dommages aux surfaces internes subis durant l’exploitation et liés au rechargement du combustible. Les mécanismes de dégradation des bagues d’espacement annulaires des canaux de combustible sont également abordés, tout comme les plans visant à assurer leur aptitude fonctionnelle. Les résultats de recherches orientent les plans d’inspections.

Programme d’atténuation de la corrosion accélérée par l’écoulement

Ce programme identifie les systèmes vulnérables et surveille et gère la dégradation liée à la corrosion accélérée par l’écoulement et à d’autres mécanismes de dégradation (comme l’érosion), principalement pour les systèmes de conduites du côté secondaire (non nucléaire) et pour certains systèmes du côté primaire (nucléaire). Le programme s’inspire du programme de l’EPRI. Il est fondé sur le logiciel Chexal-Horowitz Engineering Corrosion (CHECWORKS) qui facilite l’identification et le choix des emplacements d’inspections et le traitement des données mesurées pour déterminer les taux d’amincissement et l’acceptabilité du maintien en service. En ce qui concerne les conduites qui ne peuvent être modélisées au moyen du logiciel CHECWORKS en raison de contraintes géométriques ou de mécanismes d’amincissement (comme les conduites de petit calibre ou l’amincissement causé par un mécanisme d’érosion), des calculs manuels permettent d’évaluer le taux d’amincissement et l’acceptabilité du maintien en service.

Plan de gestion du cycle de vie des générateurs de vapeur

Ce plan établit la stratégie d’inspections et d’entretien permettant de contrôler les risques liés au vieillissement et aux mécanismes de dégradation des générateurs de vapeur, et inclut des mesures pour détecter, consigner, classer et atténuer ces mécanismes. Les éléments du programme comprennent des inspections des parois des tubes et des inspections d’autres composants internes (p. ex., séparateurs d’humidité, barres de liaison, boîtes d’eau d’alimentation et tuyères), la gestion de la chimie de l’eau ainsi que la gestion et l’enlèvement des dépôts des côtés primaire et secondaire (par le décapage au jet d’eau, le nettoyage interne des tubes, la purge en service et le nettoyage chimique occasionnel).

Enceintes de confinement

Les exigences relatives à la conception, la construction, la mise en service et l’inspection en service des enceintes de confinement en béton sont établies dans la norme du Groupe CSA N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU. Les titulaires de permis réalisent des inspections et des essais périodiques en service de l’enceinte de confinement à des intervalles précis afin de veiller au maintien de l’intégrité structurale et de l’étanchéité. Les titulaires de permis doivent présenter à la CCSN les résultats des essais et inspections périodiques ainsi que leurs évaluations, aux fins d’examen. Si les résultats d’inspection démontrent une tendance négative, la CCSN peut demander au titulaire de permis d’accroître la fréquence des inspections ou de mettre en place des mesures compensatoires.

D’autres exigences relatives à l’inspection des composants de confinement sont énoncées dans la norme du Groupe CSA N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU.

Remplacement de composants

L’industrie nucléaire canadienne continue d’entreprendre des initiatives visant à prévenir et à gérer les problèmes relatifs à l’acquisition, pour l’équipement, de pièces de remplacement qui ne sont plus fournies par le fabricant d’origine. Cela mène souvent à la conception, l’installation et la mise en service des composants ou systèmes de remplacement dans le cadre d’un processus de contrôle du changement technique rigoureux qui établit les impacts potentiels de toute modification à la forme, à l’ajustement ou à la fonction. Une autre stratégie consiste à acheter une quantité de pièces de rechange permettant un approvisionnement à vie, dans la mesure du possible et lorsque cela est faisable sur le plan économique. Le COG est doté d’un processus d’approvisionnement d’urgence en pièces de rechange qui permet d’obtenir des pièces d’autres services publics afin de répondre aux besoins des centrales nucléaires CANDU. En outre, certains composants de remplacement (y compris des détecteurs de produits de fission gazeux, des fusibles indicateurs de 48 volts, des systèmes de détection de fuites d’eau lourde, des potentiomètres, des moteurs de barres d’arrêt et des ordinateurs de commande numérique) ont été acquis par l’intermédiaire du COG pour le compte de plusieurs centrales nucléaires CANDU. L’industrie canadienne a également établi des capacités, dans le cadre d’un programme d’assurance de la qualité approprié, en vue de rétroconcevoir et de fabriquer des pièces de remplacement qui ne sont plus disponibles.

Exemple de plan de gestion intégrée de la vie d’une centrale

Bruce Power et OPG ont perfectionné leur approche de la gestion du vieillissement et de la santé des structures, systèmes ou composants parallèlement aux exigences réglementaires, aux pratiques exemplaires et à l’OPEX en constante évolution. Leur approche de la gestion des actifs constitue un exemple de mise en œuvre d’un programme de gestion intégrée du vieillissement d’une centrale nucléaire visant à favoriser l’exploitation fiable des principaux actifs pour leur durée de vie cible. L’approche de la gestion des actifs est fondée sur des processus existants en intégrant des pratiques techniques de surveillance de la santé des systèmes et composants, d’inspection périodique, de fiabilité de l’équipement et de gestion du vieillissement, recueillant constamment ainsi des données dans le cadre d’un cycle « planifier, faire, vérifier, agir ». Des initiatives et stratégies sont en cours de mise en œuvre afin d’atteindre ou de dépasser les durées de vie cibles.

La portée et le processus du programme tiennent compte des documents d’exigences réglementaires du secteur nucléaire de même que des documents de pratiques exemplaires et d’orientation, notamment :

• le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté;
• le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement;
• le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires;
• le guide de sûreté de l’AIEA NS-G-2.12, Ageing Management for Nuclear Power Plants (en anglais seulement).

Annexe 15 a) Exigences détaillées et orientation pour le contrôle de la radioexposition des travailleurs et du public

Le Règlement sur la radioprotection (RRP) constitue le principal fondement réglementaire de la radioprotection et comprend l’exigence pour les titulaires de permis de mettre en œuvre des programmes de radioprotection. Le Règlement incorpore bon nombre des recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR, CIPR 60, 1991) et de la norme GSR Partie 3 de l’AIEA, Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté (1996).

Le RRP porte sur ce qui suit :

• mise en œuvre et exigences relatives aux programmes de radioprotection des titulaires de permis;
• exigences relatives à la mesure et à la consignation des doses;
• définition des seuils d’intervention et des mesures à prendre lors de l’atteinte d’un seuil d’intervention;
• exigences relatives à la communication d’information aux travailleurs sur les risques associés au rayonnement auxquels un travailleur peut être exposé et des limites de dose efficaces et équivalentes;
• exigence relative aux situations où il faut utiliser des services de dosimétrie autorisés pour mesurer les doses;
• limites de dose efficaces et équivalentes pour les travailleurs du secteur nucléaire, les travailleuses enceintes du secteur nucléaire et les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire;
• limites de dose qui s’appliquent durant le contrôle des urgences;
• mesures à prendre lorsqu’une limite de dose est dépassée et processus d’autorisation du retour au travail;
• exigences relatives aux services de dosimétrie autorisés;
• exigences d’étiquetage des contenants et des appareils;
• exigences d’affichage d’avertissement de rayonnement.

La CCSN a élaboré des documents d’application de la réglementation pour aider les titulaires de permis en matière de radioprotection et de protection de l’environnement. Le guide d’application de la réglementation de la CCSN intitulé G-129, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) » décrit les mesures que peuvent prendre les titulaires de permis pour maintenir toutes les doses aux personnes au niveau ALARA, dans le contexte des facteurs sociaux et économiques. La CCSN estime que les éléments suivants sont essentiels à l’approche du principe ALARA :

• engagement démontré à l’égard du principe ALARA dans la gestion;
• mise en œuvre du principe ALARA au moyen de la gestion des pratiques de travail par le titulaire de permis (y compris l’attribution de ressources réservées, la formation, la documentation et d’autres mesures);
• programmes qui contrôlent l’exposition des travailleurs et du public;
• planification en vue de situations inhabituelles;
• établissement d’objectifs de rendement et tenue d’examens opérationnels réguliers.

La CCSN élabore actuellement les nouveaux documents d’application de la réglementation suivants en matière de radioprotection, qui remplaceront les normes et guides d’application de la réglementation existants :

• REGDOC-2.7.1, Radioprotection;
• REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle;
• REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome II : Exigences techniques et relatives aux systèmes de gestion pour les services de dosimétrie.

Selon l’article 8 du RRP, les titulaires de permis sont tenus d’utiliser un service de dosimétrie autorisé par la CCSN pour mesurer et surveiller les doses de rayonnement aux travailleurs du secteur nucléaire qui pourraient raisonnablement recevoir une dose efficace supérieure à 5 mSv au cours d’une période de dosimétrie d’un an. La norme d’application de la réglementation de la CCSN intitulée S-106, révision 1, Exigences techniques et d’assurance de la qualité pour les services de dosimétrie établit les exigences relatives aux fournisseurs de service de dosimétrie autorisé. Parallèlement aux exigences techniques et aux exigences relatives à l’essai annuel indépendant par des laboratoires nationaux d’étalonnage accrédités, les titulaires de permis de service de dosimétrie doivent mettre en œuvre des programmes d’assurance de la qualité. Les exigences relatives aux programmes d’assurance de la qualité tirées du S-106, révision 1, sont presque identiques aux exigences établies dans le document ISO/IEC 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d’étalonnages et d’essais, bien qu’elles comprennent des exigences additionnelles qui s’appliquent spécifiquement aux laboratoires de dosimétrie. Selon l’article 19 du RRP, chaque titulaire de permis qui exploite un service de dosimétrie est tenu de soumettre au Fichier dosimétrique national (FDN) les résultats de dose de chaque travailleur du secteur nucléaire.

Résumé des doses aux travailleurs des centrales nucléaires durant la période visée par le rapport

Le Règlement sur la radioprotection stipule que les titulaires de permis doivent s’assurer que les travailleurs des centrales nucléaires ne reçoivent pas de doses supérieures aux limites de dose de 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie d’un an. Les données du tableau ci‑dessous montrent la dose collective résultant des opérations de routine et des arrêts ainsi que la dose collective totale et la dose efficace individuelle maximale reçue par un travailleur dans les centrales nucléaires canadiennes entre 2016 et 2018. Tel qu’il est indiqué, aucun travailleur n’a dépassé la limite de dose annuelle de 50 mSv.

Résumé des doses professionnelles dans les centrales nucléaires canadiennes, de 2016 à 2018

Centrale nucléaire	Année	Nombre de réacteurs	Dose collective des opérations de routine (personne-mSv)	Dose collective des arrêts (y compris les arrêts forcés) (personne-mSv)	Dose collective totale (personne-mSv)	Dose efficace individuelle maximale (mSv)
Bruce-A et Bruce-B	2016	8	799	8 981	9 780	23,05
	2017	8	893	5 393	6 286,0	13,05
	2018	8	956,8	8 928,8	9 885,5	22,19
Darlington*	2016	4	495	2 600	3 095,0	9,13
	2017	4	429	12 068	12 497,0	18,94
	2018	4	449,19	9 505,77	9 954,96	18,47
Gentilly-2**	2016	1	0	2,1	2,1	0,85
	2017	1	0	9,6	9,6	1,16
	2018	1	0	7,59	7,59	2,16
Pickering	2016	6	762	4296	5 058,0	18,04
	2017	6	719	3309	4 028,0	14,58
	2018	6	749,92	4 108,99	4 903,91	15,7
Point Lepreau	2016	1	199	806	1 005,0	14,01
	2017	1	204	361	565,0	11,35
	2018	1	217	963	1 180	13,3

* La tranche 2 de la centrale de Darlington faisait l’objet d’activités de réfection en 2017 et 2018.

** Le réacteur de Gentilly-2 était à l’arrêt durant cette période.

Le Règlement sur la radioprotection stipule que les titulaires de permis vérifient la dose efficace pour la période de dosimétrie de cinq ans (définie comme la période de cinq années civiles qui débute le 1^er janvier 2001, puis chaque période de cinq années civiles subséquente). Le tableau ci-dessous montre la dose efficace individuelle maximale cumulée à ce jour (durant seulement trois années de la période de dosimétrie de cinq ans, soit du 1^er janvier 2016 au 31 décembre 2020). Si une période continue de cinq ans avait été utilisée de 2014 à 2018, aucun travailleur n’aurait dépassé la limite de dose sur cinq ans de 100 mSv.

Dose efficace individuelle maximale des travailleurs de chaque centrale nucléaire canadienne, pour la période de dosimétrie de cinq ans allant de 2016 à 2020

Centrale	Dose efficace individuelle maximale (mSv)
Bruce-A et Bruce-B	43,78
Darlington	36,67
Gentilly-2	2,7
Pickering	33,89
Point Lepreau	46,1

Le tableau ci-dessous résume les données relatives à la dose collective dans les centrales nucléaires.

Dose collective totale dans les centrales nucléaires canadiennes, de 2016 à 2018

Année	Nombre de réacteurs en exploitation	Dose collective (personne-Sv)
2016	19	18,94
2017	19	23,34*
2018	19	25,9*

*Augmentation de la dose due à la réfection de la tranche 2 de Darlington (pour 2017 et 2018)

Annexe 15 b) Émissions radiologiques provenant des centrales nucléaires canadiennes

Toutes les centrales nucléaires rejettent de petites quantités de matières radioactives, de manière contrôlée, tant dans l’atmosphère (sous forme d’émission gazeuse) que dans les plans d’eau à proximité (sous forme d’effluents liquides). La présente annexe indique l’ordre de grandeur de ces rejets pour chaque centrale nucléaire au Canada de 2016 à 2018. Elle compare également ces rejets par rapport aux limites de rejet dérivées imposées par la CCSN. Dans la majeure partie des cas, les niveaux d’émissions gazeuses et d’effluents liquides provenant de toutes les centrales nucléaires étaient inférieurs à 1 % des limites de rejet dérivées.

Émissions gazeuses rejetées des centrales nucléaires canadiennes, de 2016 à 2018

Année	Oxyde de tritium (TBq)	Carbone 14 (TBq)	Gaz nobles (TBq-MeV)	Iode 131 (TBq)	Particules (TBq)
Bruce-A
Limite de rejet dérivée	1,98E +05	6,34E +02	1,12E +05	1,14E +00	1,73E +00
2016	5,66E +02	1,69E +00	5,63E +01	4,40E -06	3,14E -07
2017	7,32E +02	1,89E +00	9,40E +01	2,06E -05	4,39E -07
2018	6,08E +02	1,14E +00	8,46E +01	6,57E -06	1,28E -06
Bruce-B
Limite de rejet dérivée	3,16E +05	7,56E +02	2,17E +05	1,35E +00	3,61E +00
2016	5,70E +02	1,13E +00	5,25E +01	<LDa	1,13E -06
2017	7,14E +02	1,23E +00	4,82E +01	1,41E -06	2,34E -06
2018	3,86E +02	1,13E +00	4,24E +01	3,43E -06	2,21E -06
Darlington
Limite de rejet dérivée	5,9E +04	3,5E +02	4,5E +04	1,4E +00	6,7E -01
2016	1,8E +02	1,6E +00	1,6E +01	1,4E -04	3,2E -05
2017	2,4E +02	1,4E +00	1,5E +01	1,5E -04	2,6E -05
2018	2,1E +02	8,4E -01	4,7E +01	1,4E -04	2,5E -05
Gentilly-2
Limite de rejet dérivée	1,7E +05	1,2E +03	S.O.1	S.O.1	8,0E -01
2016	7,31E +01	3,79E -01	S.O.1	S.O.1	5,17E -07
2017	7,31E +01	4,47E -01	S.O.1	S.O.1	8,32E -06
2018	9,17E +01	4,63E -02	S.O.1	S.O.1	2,15E -06
Pickering, tranches 1–4
Limite de rejet dérivée	1,2E +05	2,2E +03	3,2E +04	9,8E +00	4,9E -01
2016	2,2E +02	1,2E +00	1,1E +02	9,9E -06	5,5E -06
2017	3,1E +02	1,3E +00	1,5E +02	9,6E -06	6,9E -06
2018	3,0E +02	2,3E +00	1,2E +02	7,0E -06	4,2E -06
Pickering, tranches 5–8
Limite de rejet dérivée	1,9E +05	2,0E +03	4,7E +04	8,9E +00	7,2E -01
2016	4,6E +02	1,2E +00	5,8E +00	4,1E -06	2,4E -05
2017	3,8E +02	1,3E +00	3,5E +00	4,3E -06	2,0E -04
2018	3,2E +02	1,4E +00	5,0E +00	4,7E -06	3,5E -06
Point Lepreau
Limite de rejet dérivée	2,8E +05	6,8E +03	a	6,0E +01	a
2016	1,5E +02	1,1E -01	9,5E +01	5,2E -07	<2,2 E -06
2017	1,5E +02	3,1E -01	4,6E +01	<5,2 E -07	<2,2 E -06
2018	1,4E +02	3,3E -01	2,5E +01	1,3E -06	<2,2 E -06

<LD^a = inférieure à la limite de détection analytique

S.O.¹ = ne s’applique pas, car l’installation est à l’état d’arrêt sûr

Effluents liquides rejetés des centrales nucléaires canadiennes, de 2016 à 2018

Année	Oxyde de tritium (TBq)	Rayonnement bêta-gamma brut (TBq)	Carbone 14 (TBq)
Bruce-A
Limite de rejet dérivée	2,30E +06	4,58E +01	1,03E +03
2016	2,36E +02	9,96E -04	1,66E -03
2017	2,26E +02	1,08E -03	9,13E -04
2018	1,96E +02	1,20E -03	9,73E -04
Bruce-B
Limite de rejet dérivée	1,84E +06	5,17E +01	1,16E +03
2016	5,07E +02	1,42E -03	1,76E -03
2017	7,15E +02	2,04E -03	2,39E -04
2018	5,60E +02	2,55E -03	1,38E -03
Darlington
Limite de rejet dérivée	5,3E +06	7,1E +01	9,7E +02
2016	3,5E +02	4,9E -02	2,2E -03
2017	5,6E +02	2,6E -02	1,7E -03
2018	2,2E +02	2,6E -02	1,2E -03
Gentilly-2
Limite de rejet dérivée, 2013-2014 Depuis 2015	1,1E +07	5,3E +01	7,3E +02
2016	3,83E +01	1,33E -04	5,64E -02
2017	2,17E +02	3,28E -04	2,79E -01
2018	5,45E +01	2,51E -05	1,71E -04
Pickering, tranches 1,4
Limite de rejet dérivée	3,7E +05	1,7E +00	3,2E +01
2016	1,1E +02	6,8E -03	Note 3
2017	1,1E +02	6,6E -03	Note 3
2018	1,4E +02	9,3E -03	Note 3
Pickering, tranches 5-8
Limite de rejet dérivée	7,0E +05	3,2E +00	6,0E +01
2016	2,1E +02	5,1E -02	4,7E -03
2017	2,7E +02	2,0E -02	1,9E -03
2018	2,8E +02	3,4E -02	1,1E -03
Point Lepreau
Limite de rejet dérivée	4,6E +07	a	3,3E +02
2016	1,8E +02	7,8E -05	2,9E -03
2017	1,2E +02	7,8E -05	1,8E -03
2018	2,4E +02	9,7E -05	4,9E -03

Remarque 1 : Les rejets de carbone 14 dans les effluents liquides provenant des tranches 1,4 de Pickering sont déclarés avec les rejets de carbone 14 dans les effluents liquides provenant des tranches 5‑8 de Pickering

a = les limites de rejet dérivées précises sont calculées pour un éventail de gaz nobles et de catégories de particules

Annexe 16.1 b) Plans d’intervention d’urgence sur le site des centrales nucléaires canadiennes

Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Bruce Power

Le Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Bruce Power est un plan pour l’ensemble de l’entreprise qui établit le fondement commun des arrangements propres au site en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Il décrit les concepts, les structures, les rôles et les processus nécessaires pour mettre en œuvre et maintenir les capacités d’intervention en cas d’urgence radiologique de Bruce Power. Il constitue également un fondement pour le contrôle des changements et des modifications aux capacités de Bruce Power en matière de préparation aux situations d’urgence.

En plus de viser l’intervention en cas d’événements de dimensionnement, le plan tient compte des exigences relatives au soutien d’une intervention soutenue en cas d’événement hors dimensionnement affectant de multiples tranches et résultant en une perte prolongée d’alimentation électrique hors site d’au plus 72 heures sans obtenir d’assistance. Les capacités d’intervention en cas d’urgence de Bruce Power correspondent au fondement de planification sur le site et respectent le processus visant à établir un effectif minimal. Ce processus comprend un examen et la justification des exigences de dotation requises pour gérer l’éventail des événements qui pourraient nécessiter une intervention opérationnelle et une intervention en cas d’urgence.

Le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN) de l’Ontario (voir l’annexe 16.1d)) établit le fondement hors site de la planification, de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence nucléaire, et vise principalement à assurer la sûreté du public dans une telle situation. Dans le contexte du plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Bruce Power, une urgence nucléaire est définie comme une urgence qui pose un danger radiologique pour les personnes ou les biens hors site. Bruce Power révise son plan afin de tenir compte des changements apportés au PPIUN en 2018.

Le plan de Bruce Power définit une urgence dans une centrale comme des conditions radiologiques inhabituelles, soudaines et imprévues qui pourraient entraîner une radioexposition du personnel ou du public supérieure aux limites réglementaires. On peut également déclarer une urgence dans une centrale en cas d’événement non radiologique qui nécessite la protection du personnel sur le site et l’activation de l’organisation d’intervention en cas d’urgence de Bruce Power.

Le plan d’urgence s’harmonise à l’analyse de la sûreté connexe de Bruce Power, et les rapports fournis à la CCSN respectent les exigences établies dans le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires de la CCSN.

Une intervention de sécurité (ou en cas de geste malveillant) est gérée au moyen de dispositions distinctes. Toutefois, les dispositions relatives aux rejets potentiels de matières radioactives s’appliquent également aux incidents de sécurité (p. ex., le besoin de notification hors site, de mises à jour sur la situation ou de confirmation de tout rejet radioactif). L’intervention en cas d’urgence liée au transport de substances nucléaires est traitée dans un plan distinct.

Pour mettre en œuvre son plan d’urgence, Bruce Power a pris des arrangements particuliers en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire. En cas d’urgence nucléaire sur le site, le personnel de Bruce Power déterminerait immédiatement la catégorie de l’urgence nucléaire conformément à des critères établis dans la procédure relative aux urgences dans une centrale. Si l’urgence pouvait avoir des implications hors site, Bruce Power en déterminerait également la catégorie en fonction des critères établis dans le PPIUN. Pour simplifier cette étape, bon nombre des événements ont été classifiés selon les désignations de notification de l’Ontario.

Les exercices d’urgence font partie intégrante du processus global d’évaluation des programmes de Bruce Power. Ils sont réalisés périodiquement à Bruce-A et à Bruce-B, en coopération avec d’autres organisations et compétences qui jouent un rôle dans la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire.

Bruce Power maintient des capacités d’intervention d’urgence auprès du public au sein de plusieurs groupes responsables des communications, notamment les communications avec les employés, les relations avec les investisseurs et les médias, les relations avec le gouvernement et les relations communautaires. Les principales cibles du programme d’information publique en cas d’urgence nucléaire de Bruce Power sont les personnes qui habitent ou travaillent à proximité de Bruce-A et Bruce-B ainsi que certains employés et personnes-ressources de Bruce Power qui devraient être informés en cas d’urgence. Dans le cas d’une urgence nucléaire mettant en cause Bruce-A et Bruce-B, les procédures et ententes d’intervention en cas d’urgence de Bruce Power nécessitent que l’entreprise coordonne ses efforts et activités d’information publique à ceux d’autres compétences ou organisations participantes, comme les organismes provinciaux qui s’inscrivent dans le cadre du PPIUN.

Les communications de Bruce Power en cas d’intervention dans une urgence donnée dépendront des circonstances de l’urgence. Pour les événements qui ne sont pas suffisamment graves pour nécessiter l’activation du PPIUN, mais qui pourraient revêtir un intérêt pour les voisins et autres parties intéressées, Bruce Power diffuserait des communiqués ou des séances d’information orales dans les médias locaux, et en transmettrait des copies aux représentants provinciaux et municipaux. Si cela est justifié, Bruce Power pourrait activer son centre médiatique local afin de tenir des séances d’information ou des entrevues.

Les événements graves pourraient nécessiter l’activation du PPIUN et du centre conjoint d’information d’urgence de l’Ontario exploité par le Bureau du commissaire des incendies et de la gestion des situations d’urgence. En attendant l’activation et l’exploitation du centre, l’organisation d’intervention en cas d’urgence de Bruce Power communiquerait provisoirement l’information pertinente au public et aux médias. Une fois le centre conjoint d’information d’urgence activé, le gouvernement provincial prendrait le contrôle de la communication d’information à l’égard de l’intervention hors site. La municipalité de Kincardine établirait un centre local d’information d’urgence dans ses bureaux. Bruce Power aiderait la municipalité à préparer l’information à l’intention du public local en veillant à son exactitude. L’exactitude de l’information relative aux urgences préparée dans les centres local et provincial d’information d’urgence ferait l’objet d’un examen par les trois parties avant la diffusion.

Plan consolidé d’intervention en cas d’urgence nucléaire d’Ontario Power Generation

Le plan consolidé d’intervention en cas d’urgence nucléaire d’OPG est un plan pour l’ensemble de l’entreprise qui établit le fondement commun des arrangements propres au site en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire à Darlington et à Pickering. Il décrit les concepts, les structures, les rôles et les processus nécessaires pour mettre en œuvre et maintenir l’intervention efficace d’OPG en cas d’urgence radiologique qui pourrait mettre en danger le personnel sur le site, le public ou l’environnement. Il établit un cadre pour l’interaction avec les autorités externes et définit les engagements d’OPG aux termes du PPIUN.

À l’instar de celui de Bruce Power, le plan consolidé d’intervention en cas d’urgence nucléaire d’OPG définit une urgence dans une centrale comme des conditions radiologiques inhabituelles, soudaines et imprévues qui pourraient entraîner une radioexposition du personnel ou du public supérieure aux limites réglementaires. Le plan d’OPG est axé sur le rejet de matières radioactives en provenance d’installations fixes et sur les interfaces d’OPG et du PPIUN. La portée officielle du plan exclut les incidents dus à des gestes malveillants (sécurité) dans les centrales nucléaires d’OPG, qui sont visés par d’autres documents d’OPG. Toutefois, les dispositions du plan à l’égard des rejets potentiels de matières radioactives s’appliquent également aux incidents de sécurité. Elles incluent les exigences relatives aux notifications hors site, aux mises à jour sur la situation ou à la confirmation de tout rejet radioactif.

Le plan d’urgence est harmonisé aux analyses de la sûreté correspondantes d’OPG et aux rapports soumis à la CCSN.

Pour mettre en œuvre son plan d’urgence nucléaire, OPG a pris des arrangements propres au site en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire pour ses centrales nucléaires. En cas d’urgence nucléaire sur le site d’une centrale nucléaire d’OPG, le personnel déterminerait immédiatement la catégorie de l’urgence nucléaire conformément à des critères établis dans la procédure relative aux urgences. Si l’urgence pouvait avoir des implications hors site, il en déterminerait également la catégorie en fonction des critères établis dans le PPIUN. Les critères de classification du PPIUN sont cités en référence dans les procédures pour assurer l’harmonisation. Les notifications hors site seraient réalisées en fonction de la classification, dans les délais prescrits.

Les exercices d’urgence font partie intégrante du processus global d’évaluation des programmes d’OPG. Ils sont réalisés périodiquement dans les centrales nucléaires d’OPG, en coopération avec d’autres organisations et compétences qui jouent un rôle dans la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire. Cinq exercices sont menés annuellement dans chaque centrale nucléaire d’OPG pour mettre à l’essai l’efficacité des procédures et plans d’urgence, les installations, l’équipement et l’efficacité de la formation ainsi que les membres des organisations d’intervention d’urgence d’OPG. Ces exercices comprennent des accidents graves touchant des tranches multiples afin de valider les LDGAG d’OPG et le déploiement de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence.

OPG maintient des capacités d’intervention publique en cas d’urgence au sein de ses équipes responsables des affaires publiques nucléaires. Les principaux publics cibles du programme d’information publique d’OPG en cas d’urgence nucléaire sont ceux qui habitent ou travaillent à proximité des centrales nucléaires d’OPG. En cas d’urgence nucléaire mettant en cause une centrale nucléaire d’OPG, les procédures et ententes d’intervention en cas d’urgence d’OPG nécessitent que l’entreprise coordonne ses efforts et activités d’information publique à ceux d’autres compétences ou organisations participantes, comme les organismes provinciaux qui s’inscrivent dans le cadre du PPIUN.

Les communications d’OPG en cas d’intervention dans une urgence donnée dépendront des circonstances de l’urgence. Pour les événements qui ne sont pas suffisamment graves pour nécessiter l’activation du PPIUN, mais qui pourraient revêtir un intérêt pour les voisins et autres parties intéressées, OPG diffuserait des communiqués ou des séances d’information orales dans les médias locaux, et en communiquerait des copies aux représentants provinciaux et municipaux. Si cela est justifié, OPG pourrait activer son centre médiatique local afin de tenir des séances d’information ou des entrevues.

Les événements graves pourraient nécessiter l’activation du PPIUN et des centres provincial et municipal d’information d’urgence. OPG pourrait également communiquer au public et aux médias l’information pertinente relevant de sa compétence.

Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Gentilly-2

Le Plan des mesures d’urgence d’Hydro-Québec décrit les arrangements pris par la société d’État pour gérer les urgences nucléaires réelles ou potentielles à Gentilly‑2. Cette publication et divers documents à l’appui définissent en profondeur le plan de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Gentilly-2, y compris les critères d’application, les rôles et responsabilités, les exigences en matière de coordination, la classification des alertes d’urgence, la notification des autorités hors site, les communications avec les médias et le public, les procédures d’urgence, la logistique d’intervention, le soutien technique et relatif à l’équipement ainsi que la formation et les exercices d’urgence.

Le plan stipule que les événements anormaux sur le site qui accroissent le risque (radiologique ou classique) pour les employés, le public ou l’environnement seront annoncés au moyen de la déclaration du niveau approprié d’alerte, indiquant la gravité réelle ou potentielle de l’incident. Gentilly-2 compte quatre niveaux d’alerte :

• Une alerte de zone indique une situation dangereuse ou potentiellement dangereuse dans une zone précise de la centrale nucléaire.
• Une alerte de centrale indique une situation dangereuse ou potentiellement dangereuse dans une zone élargie de la centrale nucléaire.
• Une alerte locale indique ce qui suit :
  • une quantité considérable de matières radioactives a été rejetée ou potentiellement rejetée dans l’environnement,
  • le risque pour la population et l’environnement est faible,
  • la population ne nécessite pas de mesures de protection,
  • l’événement a été déclaré par les autorités de Gentilly-2.
• Une alerte générale indique ce qui suit :
  • une quantité considérable de matières radioactives a été rejetée ou potentiellement rejetée dans l’environnement,
  • il existe un risque considérable pour la population et l’environnement,
  • des mesures de protection sont recommandées pour la population à proximité de Gentilly‑ 2,
  • l’événement a été déclaré par les autorités publiques du Québec.

Les exercices d’urgence sont réalisés à Gentilly-2 au moins une fois par année. La centrale nucléaire participe également à des exercices externes en coopération avec les autorités sur le site. Les gestionnaires, le personnel et les travailleurs de Gentilly-2 reçoivent des instructions générales et spécialisées à l’égard de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence nucléaire, au besoin.

Gentilly-2 offre des services de préparation aux situations d’urgence dans le cadre d’un processus bien défini qui comprend ce qui suit :

• traitement de l’information et des demandes liées au processus;
• détermination des risques (classiques ou radiologiques), critères d’activation et critères des niveaux d’alerte;
• documentation de l’intervention en cas d’urgence (cadre et procédures d’intervention);
• détermination de l’organisation d’intervention en cas d’urgence (mission et responsabilités);
• détermination des ressources d’urgence (personnel, installations et équipement);
• établissement d’interfaces avec les autorités hors site;
• actualisation et perfectionnement du cadre de communication et de relations publiques;
• formation;
• exercices;
• mise en œuvre de la préparation aux situations d’urgence (évaluation du risque, déclaration d’alerte, activation de l’organisation d’intervention en cas d’urgence, notification des autorités hors site, intervention de la direction, évaluation des accidents, protection du personnel, recommandation de mesures de protection pour la population, fin de l’alerte et retour à la normale);
• évaluation du processus de préparation aux situations d’urgence.

Le processus de préparation aux situations d’urgence comprend les principaux extrants suivants :

• documents stratégiques et documents-cadres;
• procédures d’urgence;
• collaboration et ententes avec les autorités hors site;
• organisation d’intervention en cas d’urgence;
• installations et équipement d’urgence;
• plans d’urgence éprouvés.

Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Point Lepreau

Le plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire d’Énergie NB est un plan d’urgence exhaustif pour le site de Point Lepreau. Il sert de fondement pour la préparation, la prévention, l’atténuation, l’intervention et le rétablissement en cas d’événement à la centrale nucléaire. Le plan établit les dangers, la structure hiérarchique, les rôles et responsabilités ainsi que les processus nécessaires pour mettre en œuvre et maintenir les capacités d’Énergie NB en matière d’intervention en cas d’urgence.

Le Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire est axé sur la protection de la centrale nucléaire, du public, du personnel et de l’environnement durant tout événement qui pourrait survenir. Les événements qui s’inscrivent dans ce cadre incluent les urgences radiologiques, médicales et liées aux matières dangereuses, les événements naturels, les événements de sécurité, les incendies, les phénomènes météorologiques violents et les accidents graves.

Bien que les événements de sécurité soient visés par le plan, l’intervention de sécurité en cas de gestes malveillants fait l’objet de dispositions distinctes. Toutefois, les dispositions relatives au rejet potentiel de matières radioactives s’appliquent également aux incidents de sécurité.

Pour appuyer son plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire, Point Lepreau dispose d’un ensemble complet de procédures d’intervention qui sont intégrées dans le système de gestion de la centrale. Ces procédures et lignes directrices d’intervention permettent à l’organisation d’intervention en cas d’urgence d’intervenir et de gérer efficacement tout événement qui pourrait survenir.

Le plan d’urgence sur le site est harmonisé aux analyses de la sûreté correspondantes d’Énergie NB et aux rapports soumis à la CCSN.

Les exercices d’urgence font partie intégrante du processus global d’évaluation des programmes de Point Lepreau. Ils sont réalisés périodiquement par l’organisation d’intervention en cas d’urgence, en coopération avec d’autres organisations et compétences qui jouent un rôle dans la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire.

L’Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick (OMUNB), un organisme du gouvernement provincial, est responsable des mesures visant à protéger le public. Par conséquent, l’OMUNB gère le plan d’urgence hors site de Point Lepreau (voir l’annexe 16.1d)), y compris le renforcement et la mise à l’essai de ses capacités. Énergie NB a établi un partenariat direct avec l’OMUNB et soutient tous les aspects du plan hors site. Cela comprend le plan de décontamination de masse, qui établit de manière exhaustive les mesures requises de surveillance et de décontamination si une urgence nucléaire nécessite l’évacuation des résidents.

Annexe 16.1 d) Plans provinciaux d’urgence hors site

Province de l’Ontario

La Loi sur la protection civile et la gestion des situations d’urgence de l’Ontario régit la préparation et l’intervention en cas d’urgence dans cette province. La Loi stipule que le gouvernement provincial doit établir un plan en vue d’urgences mettant en cause les installations nucléaires. Il permet également à la province d’exiger de certaines municipalités qu’elles établissement des plans d’urgence nucléaires. Le Bureau du commissaire des incendies et de la gestion des situations d’urgence administre le Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN) de l’Ontario pour le compte de la province et coordonne la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire en Ontario. En tant que plan prescrit par la loi, le PPIUN est approuvé par le Cabinet de l’Ontario.

Le PPIUN est en place depuis 1986 et vise à régir l’intervention de l’Ontario en cas d’urgence radiologique et nucléaire, notamment celles visant les trois centrales nucléaires de l’Ontario, d’autres types d’installations nucléaires (y compris les réacteurs de recherche), les centrales nucléaires des compétences voisines ainsi que d’autres types d’événements radiologiques. Ce plan n’a jamais été entièrement activé, bien qu’il soit survenu des événements ayant mené à des notifications officielles à la province. Ces événements ont fait l’objet d’une surveillance jusqu’à ce qu’il soit déterminé qu’ils ne posaient aucun risque pour le public ou l’environnement.

Le PPIUN définit une urgence nucléaire comme une urgence qui a mené ou pourrait mener au rejet de matières nucléaires ou à l’exposition à des sources non contrôlées de rayonnement, qui posent ou pourraient poser un danger pour la santé, la sûreté, les biens et l’environnement. Il définit une urgence radiologique comme une urgence causée par un danger réel ou environnemental mettant en cause un rayonnement ionisant émis par une source autre qu’une installation dotée de réacteurs.

Le plan vise à préserver la santé, la sûreté, le bien-être et les biens des habitants de la province de même qu’à protéger l’environnement. En tant que principal document provincial pour la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire hors site, il décrit le soutien et la coordination des activités des ministères provinciaux, des installations nucléaires, du gouvernement du Canada (y compris la CCSN) et des municipalités désignées en vue d’atteindre les objectifs du plan.

Le PPIUN décrit les arrangements en place pour la planification, la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire en Ontario. Il couvre divers aspects, notamment :

• l’objectif et les principes directeurs;
• la hiérarchie des procédures et plans d’urgence;
• la description des dangers;
• le fondement de planification;
• l’état de préparation;
• la stratégie d’intervention et de mesures de protection;
• la conception des opérations;
• l’organisation d’urgence;
• les politiques opérationnelles;
• l’information d’urgence;
• la sensibilisation du public;
• les responsabilités détaillées des divers participants;
• la surveillance des comités provinciaux et municipaux.

Le plan prend également en compte la phase de rétablissement et indique que les mesures relatives à la phase de rétablissement peuvent être décrites dans un plan distinct.

Des exercices à pleine échelle axés sur les urgences radiologiques ou nucléaires sont menés régulièrement en collaboration avec les titulaires de permis et différents ordres de gouvernement.

La plus récente révision du fondement de planification du PPIUN a eu lieu à la suite de l’accident de Fukushima. Au terme d’un processus de consultation qui a inclus les parties intéressées et le public, le Plan directeur du PPIUN a été mis à jour et approuvé par le cabinet provincial à la fin 2017. Les plans de mise en œuvre détaillés propres aux centrales nucléaires de Pickering, de Darlington et de Bruce ont ensuite été mis à jour et approuvés en 2018‑2019. On poursuit l’examen et la mise à jour des plans de mise en œuvre restants (Chalk River, Fermi 2, événement transfrontalier et autres urgences radiologiques).

Province du Québec

Au Québec, en vertu de la Loi sur la sécurité civile, les municipalités sont responsables des mesures d’urgence sur leur territoire. Si un événement dépasse leur capacité d’intervention ou pouvait vraisemblablement la dépasser, le ministère de la Sécurité publique coordonnerait les interventions et le soutien additionnel des partenaires du gouvernement du Québec, conformément aux missions établies dans le Plan national de sécurité civile du Québec (PNSC), qui énonce les mandats en cas d’urgence majeure au Québec. L’Organisation de la sécurité civile du Québec, qui comprend des hauts fonctionnaires des ministères visés, est responsable de la planification et de l’intervention d’urgence en cas de dangers importants, y compris les urgences nucléaires hors site.

Le Plan des mesures d’urgence nucléaire externe à la centrale nucléaire Gentilly-2 (PMUNE‑G2) a été abandonné en 2016 en raison du risque réduit hors site lié à la fermeture de la centrale nucléaire. Si on devait intervenir en cas d’urgence radiologique ou nucléaire dans la province, on le ferait conformément au PNSC.

Province du Nouveau-Brunswick

Le programme provincial d’urgence nucléaire est régi dans le cadre d’un partenariat entre Énergie NB et le ministère de la Justice et de la Sécurité publique du Nouveau-Brunswick. Les principaux organismes responsables de la gestion d’urgence et de la sécurité publique sont les suivants :

• l’Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick (OMUNB), qui est le principal organisme provincial responsable de la gestion d’urgence et la continuité des opérations, y compris en cas d’imprévus radiologiques ou nucléaires;
• le Bureau du conseiller provincial en matière de sécurité du Nouveau‑Brunswick, qui est le principal organisme provincial responsable de la sécurité et de la protection des infrastructures essentielles.

Le gouvernement du Nouveau-Brunswick a consolidé les responsabilités en matière de justice et de sûreté et sécurité publiques (y compris le programme provincial d’urgence nucléaire) sous l’égide du ministère de la Justice et de la Sécurité publique du Nouveau-Brunswick, en conjonction avec les améliorations suivantes à la préparation aux situations d’urgence au Nouveau‑Brunswick :

• renforcement de la prévention, de la préparation et de l’intervention relatives à tous les dangers, y compris l’intégration des mécanismes de gestion des crises et d’atténuation des conséquences dans un seul système de gestion des urgences;
• investissement considérable dans les infrastructures gouvernementales provinciales d’accès à l’Internet afin d’en accroître la fiabilité et la tolérance aux défaillances et de renforcer ses capacités;
• actualisation et renforcement des capacités opérationnelles du centre provincial des opérations d’urgence de l’OMUNB, ce qui comprend l’amélioration des processus opérationnels et des investissements dans les infrastructures afin d’accroître la connectivité et la collaboration entre les organismes d’intervention fédéraux et provinciaux, en mettant l’accent sur l’état de préparation opérationnelle;
• mise au point d’une stratégie de formation et d’exercice pour les scénarios majeurs, y compris l’intervention en cas d’urgence nucléaire, afin que l’OMUNB fasse l’objet d’un exercice annuel plutôt que triennal (comme par le passé);
• remplacement de l’inventaire des comprimés d’iodure de potassium, actualisation des données démographiques relatives à la zone de planification d’urgence et amélioration des systèmes de communication assurant la liaison entre le centre des opérations d’urgence hors site (appartenant à Énergie NB et maintenu par celle‑ci) et le centre provincial des opérations d’urgence.

Plan de mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick

En vertu de la Loi sur les mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick, l’OMUNB est la principale responsable d’élaborer les plans provinciaux de mesures d’urgence et de diriger, de contrôler et de coordonner les interventions en cas d’urgence.

Le plan de mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick, préparé par l’OMUNB, définit une urgence comme toute situation anormale nécessitant la prise rapide de mesures dépassant les procédures normales afin de limiter les dommages aux personnes, aux biens ou à l’environnement. Le plan vise à établir la responsabilité des mesures d’atténuation des effets de toute urgence, autre qu’une guerre, au sein de la province.

Le plan définit les principales responsabilités du ministère de la Justice et de la Sécurité publique du Nouveau-Brunswick et les rôles de soutien de 23 ministères, organismes ou organisations. Les représentants de ces parties intéressées forment le Comité provincial des mesures d’urgence, qui dirige, contrôle et coordonne les opérations provinciales en cas d’urgence et qui vient en aide aux municipalités, au besoin. L’OMUNB a récemment actualisé le manuel du Comité, qui énonce toutes les tâches qui incombent aux différents ministères en cas d’événement.

Le Comité provincial des mesures d’urgence compte deux états de préparation. L’état d’attente nécessite que les représentants des ministères soient disponibles (sur appel). L’état d’urgence nécessite la prise de mesures par l’OMUNB ou d’autres ministères. Durant l’état d’urgence, les représentants ministériels sont appelés à se rendre au centre provincial des opérations d’urgence et sont informés de l’urgence en cours.

La province est divisée en douze régions qui sont supervisées par les coordonnateurs régionaux de la gestion des urgences de l’OMUNB. Dans chaque région, des coordonnateurs de la gestion des urgences appuient la mise au point et le perfectionnement de la planification d’urgence par les municipalités et formulent des conseils et offrent de l’aide à l’égard du développement des plans d’urgence. Ils coordonnent l’utilisation des ressources provinciales en vue de gérer les situations d’urgence dans les régions rurales et urbaines. À cette fin, on forme des comités régionaux de gestion d’urgence qui offrent leur aide aux municipalités et à la population des secteurs non constitués. Ces comités sont formés de représentants des ministères provinciaux de l’Environnement, de la Santé, de la Justice, des Ressources naturelles, du Développement social, des Transports et de l’Infrastructure ainsi que des administrations locales.

Les autorités locales sont responsables de la planification et de l’intervention d’urgence sur leur territoire physique et, parfois, dans certains secteurs à l’extérieur de leur territoire. Les collectivités peuvent s’aider mutuellement conformément à des ententes en ce sens. Toutefois, en cas d’urgence pour laquelle les ressources d’une collectivité (ou d’un groupe de collectivités) sont insuffisantes, la province offrira son aide par l’intermédiaire des coordonnateurs régionaux. Les centres régionaux des opérations d’urgence sont situés dans des installations gouvernementales.

Plan d’urgence nucléaire hors site pour Point Lepreau

L’OMUNB a élaboré le Plan d’urgence nucléaire hors site pour Point Lepreau conformément au cadre décrit ci‑dessus. Ce plan comprend les renseignements de base, les responsabilités détaillées et les mesures immédiates requises pour protéger le public et l’environnement. Il établit les interventions particulières qui seront réalisées par divers organismes pour gérer l’urgence. Il fait l’objet d’un examen annuel sous l’égide de l’OMUNB pour veiller à ce que l’information qu’il contient soit exacte. Le plan a été actualisé et publié pour la dernière fois, durant la période visée par le rapport, en août 2018. Il est fondé sur la norme du Groupe CSA Z1600-14, Programme de gestion des urgences et de la continuité aux fins de simplicité et pour permettre aux répondants de se familiariser rapidement avec les exigences relatives au rôle et aux fonctions de leur ministère et des autres organismes membres.

Un système automatisé de notification par téléphone et par courriel, l’Evergridge Notification System, a été établi afin d’envoyer des messages à tous les résidents. La nécessité de prendre des mesures de protection serait également communiquée au public par l’intermédiaire de la radio, de la télévision, de la GRC et du service d’agents de secours. S’il était nécessaire d’aviser le public d’une urgence hors site, les agents de secours superviseraient des zones désignées afin de s’assurer que les résidents soient bien informés de toute mesure requise. La GRC est l’organisation responsable de mener l’évacuation, mais des arrangements sont en place pour aider les personnes qui pourraient avoir besoin d’une assistance physique, le cas échéant.

Le gouvernement du Nouveau-Brunswick met à profit le système de commandement en cas d’incident, une structure organisationnelle fondée principalement sur le système national de gestion des incidents des États‑Unis et sur un ensemble d’outils de soutien à la gestion de l’information et à la prise de décision. L’organisation et les outils d’urgence sont conçus en fonction de l’exigence d’interopérabilité entre les partenaires provinciaux et locaux de gestion d’urgence et avec des organismes fédéraux comme Sécurité publique Canada, Santé Canada, l’Agence de la santé publique du Canada et le ministère de la Défense nationale.

Le plan comporte de l’information sur les mesures permettant le rétablissement, y compris l’identification de zones potentiellement contaminées, l’activation du Plan de surveillance des voies d’ingestion radiologique du Nouveau-Brunswick, la diffusion d’information au public et la prestation de services de santé et de services sociaux.

L’OMUNB maintient un programme pluriannuel d’exercices d’urgence qui permet la tenue de formations et d’exercices réguliers, lesquels reçoivent le plein appui d’Énergie NB par l’intermédiaire de ses partenariats. Le programme comprend des exercices au centre des opérations d’urgence hors site (qui serait exploité et soutenu durant un événement par des représentants des deux organisations).

Annexe 16.1 e) Renseignements sur les dispositions d’urgence fédérales

Dispositions détaillées du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire

Santé Canada administre le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN). Le PFUN constitue une annexe propre à un événement du Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU), le plan exhaustif d’intervention en cas de dangers administré par Sécurité publique Canada. Le PFUN fait l’objet d’un examen régulier et est actualisé au besoin (la dernière mise à jour a eu lieu en 2012). Durant la période visée par le rapport, le plan a fait l’objet d’un examen pour permettre de veiller à ce que les rôles et responsabilités des organisations fédérales visées demeurent pertinents.

Le PFUN définit une urgence nucléaire comme un événement qui a mené ou pourrait mener au rejet non contrôlé de matières nucléaires ou à l’exposition à des sources non contrôlées de rayonnement, qui posent ou pourraient poser un danger pour la santé, la sûreté, les biens et l’environnement.

Le PFUN comporte les éléments suivants :

• un survol de l’objectif, de l’autorité, de l’organisation d’urgence et du concept d’opérations pour gérer la phase d’intervention d’une urgence nucléaire du gouvernement du Canada;
• une description du cadre des politiques fédérales de préparation aux situations d’urgence, des principes de planification sur lesquels le PFUN est fondé et des liens avec d’autres documents particuliers revêtant une importance pour le PFUN;
• une description des rôles et responsabilités spécifiques des organisations qui participent aux phases de planification, de préparation ou d’intervention d’une urgence nucléaire;
• les annexes provinciales qui décrivent les interfaces entre les organisations fédérales et provinciales de gestion d’urgence ainsi que les arrangements en vue d’une intervention coordonnée et la prestation d’un soutien fédéral aux provinces touchées par une urgence nucléaire.

Cinq catégories d’urgence nucléaire sont définies dans le PFUN, selon la portée potentielle des impacts sur le Canada ainsi que sur les Canadiennes et Canadiens :

• Catégorie A : une urgence dans une centrale nucléaire au Canada;
• Catégorie B : une urgence dans une centrale nucléaire aux États-Unis ou au Mexique;
• Catégorie C : une urgence mettant en cause un navire à propulsion nucléaire au Canada;
• Catégorie D : d’autres urgences radiologiques ou menaces potentielles graves pour le Canada qui nécessitent l’intervention de multiples ministères ou compétences;
• Catégorie E : une urgence nucléaire à l’extérieur de l’Amérique du Nord.

La portée du PFUN exclut les situations suivantes :

• les urgences qui ne représentent qu’une menace limitée dans une zone localisée et qui ne devraient pas dépasser les capacités d’intervention des autorités réglementaires, locales ou provinciales/territoriales;
• la gestion et la coordination des mesures prises par le gouvernement du Canada durant la phase de rétablissement.

Au fil de l’évolution d’une urgence, l’intervention coordonnée sera adaptée à la portée de l’urgence et aux déclencheurs connexes. Lors des opérations de routine, les capacités de notification et d’alerte du PFUN sont assurées par un agent du PFUN en service 24 h sur 24, 7 jours par semaine, qui surveille les situations d’intérêt, produit des rapports internes et répond aux exercices et aux demandes d’information. Ces activités sont gérées par le Bureau de la radioprotection de Santé Canada avec la collaboration de partenaires particuliers, au besoin, et comprennent les activités normales de préparation aux situations d’urgence.

Une urgence radiologique ou nucléaire mènerait à une séquence de mesures d’intervention et de fonctions de soutien technique axées sur la gestion de l’événement, l’atténuation de ses effets et la protection du public et de l’environnement contre les impacts radiologiques réels ou potentiels. La portée des arrangements de coordination entre chaque ministère et organisme décrits dans le PFUN dépendrait de la nature, de l’ampleur et de l’emplacement de l’événement, des responsabilités au sein des compétences fédérales et du niveau d’assistance demandé. Le gouvernement du Canada mènerait des opérations d’urgence s’inscrivant dans le mandat fédéral et fournirait, conformément à des arrangements conclus au préalable ou à la demande d’un gouvernement provincial, des services nationaux de soutien et des ressources dans l’ensemble du cadre général du PFIU, du Système national d’intervention d’urgence et des dispositions du PFUN ou d’une annexe provinciale du PFUN.

Aux termes du PFUN, un groupe interministériel d’évaluation technique (GET) serait formé pour réaliser une évaluation technique au niveau fédéral de la menace et du risque associés au danger radiologique hors site, ainsi que des mesures de protection recommandées, le cas échéant, pour atténuer les conséquences radiologiques pour la santé, la sûreté, les biens et l’environnement. Le GET coordonne l’intervention scientifique et technique en cas d’urgence nucléaire au niveau fédéral et en collaboration avec des groupes semblables au niveau provincial. Compte tenu de la nature technique inhérente et de la complexité des urgences nucléaires, le PFUN établit des fonctions de soutien en cas d’urgence nucléaire (FSUN) propres à des événements. Les FSUN constituent des fonctions d’intervention technique qui regroupent des mesures liées spécifiquement à la préparation et à l’intervention en cas d’urgence nucléaire, qui complètent les fonctions de soutien d’urgence du PFIU.

Les responsabilités associées à chaque FSUN sont assignées à des ministères ou organismes primaires et de soutien. Étant donné que les rôles et responsabilités dépendent des mandats et capacités spécifiques des institutions du gouvernement du Canada ainsi que de la nature de l’urgence, les fonctions et responsabilités ministérielles assignées comprennent, sans s’y limiter, celles établies dans le PFUN. Toutes les organisations qui contribuent au PFUN doivent élaborer leurs propres plans, procédures et capacités en vue d’assumer leurs responsabilités relatives aux FSUN. Le manuel du GET du PFUN définit les rôles et responsabilités des personnes qui interviennent en cas d’urgence radiologique aux termes du PFUN. Ces personnes peuvent provenir de 18 ministères et organismes énoncés dans le PFUN.

Le GET du PFUN établirait dans le contexte de ses opérations des équipes de travail ou des groupes d’experts qui assument des fonctions d’évaluation technique, comme le pronostic et l’évaluation du risque, la modélisation des voies de pénétration dans l’environnement, l’évaluation radiologique, la surveillance sur le terrain et la surveillance humaine. Les renseignements générés par le GET du PFUN seraient communiqués aux équipes techniques provinciales par l’intermédiaire d’agents de liaison et de plateformes de communication d’information afin de favoriser la connaissance globale de la situation et la prise de décisions. Ils aideraient également à étayer les notifications envoyées à l’AIEA aux termes de la Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire de même que les notifications faites en vertu du Règlement sanitaire international.

Comme l’ont démontré les accidents de Fukushima et de Tchernobyl, une urgence nucléaire grave qui survient dans une centrale nucléaire se trouvant loin du Canada aurait des effets limités au Canada. Bien qu’une faible quantité de matières radioactives pourrait atteindre le Canada, il serait improbable qu’elle constitue une menace directe (p. ex., en raison de l’exposition aux retombées radioactives) pour les résidents, les biens ou l’environnement au Canada. Par conséquent, l’intervention du Canada aux termes du PFUN en cas d’urgence nucléaire survenant à l’extérieur de l’Amérique du Nord serait vraisemblablement axée sur ce qui suit :

• le contrôle des aliments importés de régions à proximité de l’accident;
• l’évaluation de l’impact sur les Canadiennes et Canadiens vivant ou voyageant à proximité du site de l’accident;
• l’évaluation de l’impact sur le Canada et la diffusion d’information au public;
• la coordination des interventions ou de l’aide apportée aux organisations et compétences étrangères (nationales ou internationales).

La gravité potentielle d’autres urgences radiologiques ou menaces potentielles graves, telles qu’elles sont définies dans le PFUN, dépendrait de facteurs propres à la situation. Pour les installations fixes et les matières en transit, les mesures d’intervention appropriées aux urgences possibles peuvent être quelque peu détaillées. Dans d’autres situations, la planification d’urgence peut être compliquée par des facteurs comme l’ampleur potentielle et la diversité de la menace liée au rayonnement, l’emplacement de la source de rayonnement, tout impact sur les infrastructures essentielles et la vitesse à laquelle les circonstances connexes peuvent évoluer.

Transition vers le rétablissement

Une fois une urgence nucléaire stabilisée et les mesures immédiates de protection de la santé et de la sûreté du public achevées, la gestion d’urgence du danger radiologique passerait de la phase d’intervention à la phase de rétablissement. Les cadres principaux du PFUN (de Santé Canada et de la CCSN), en consultation avec le président du GET, le sous‑ministre adjoint fédéral du Secteur de la gestion des mesures d’urgence et des opérations régionales (Sécurité publique Canada) et l’agent de coordination fédéral, recommanderaient le retour du PFUN à un niveau de déclaration routinier de même que l’arrêt de certains ou de tous les composants du PFUN qui ne sont pas nécessaires à la transition vers le rétablissement. Le Comité fédéral des sous-ministres adjoints sur la gestion des urgences, en consultation avec le Bureau du Conseil privé, approuverait la transition vers le rétablissement et l’arrêt de l’urgence.

La responsabilité du rétablissement incombe principalement à la compétence provinciale/territoriale. Si des mesures nécessitant l’assistance du gouvernement fédéral sont requises, la responsabilité de la coordination des opérations de rétablissement serait assignée à un ministre particulier du gouvernement du Canada par le Bureau du Conseil privé et le premier ministre.

Le PFUN cerne les activités suivantes, qui sont reconnues dans le contexte de la phase de rétablissement et pour lesquelles des organisations fédérales pourraient devoir offrir un soutien aux provinces. Ces activités devraient être prises en compte dans l’élaboration des plans de rétablissement dans le contexte de la transition vers le rétablissement :

• l’élaboration d’un plan à long terme de gestion du rétablissement, y compris des niveaux de référence relatifs à la dose résiduelle provenant de la contamination à long terme et une stratégie de reprise des activités socioéconomiques normales, notamment les aspects internationaux;
• la surveillance des zones contaminées, l’évaluation des doses potentielles au public et aux travailleurs ainsi que l’évaluation des dangers à moyen et à long terme pour la santé;
• les opérations de décontamination environnementale et d’élimination ou d’évacuation des déchets radioactifs;
• l’actualisation des registres de doses pour les travailleurs intervenant en cas d’urgence;
• les opérations de rétablissement non radiologiques;
• la communication proactive et transparente d’information au public et les communications internationales liées aux activités susmentionnées.

Dispositions de la CCSN relatives à la préparation et à l’intervention en cas d’urgence

En tant qu’organisme fédéral de réglementation nucléaire, la CCSN participe aux activités de prévention, de préparation, d’intervention et de rétablissement en cas d’urgence nucléaire dans le contexte de ses responsabilités en vertu des lois du Canada.

Étant donné que les obligations réglementaires de la CCSN s’appliquent à un vaste éventail de circonstances, d’installations, d’activités et de matières, elle doit prévoir sa participation possible à un éventail de scénarios d’urgence tout aussi diversifié. La CCSN maintient le Centre des mesures d’urgence (CMU) à son Administration centrale à Ottawa afin de renforcer sa capacité à intervenir en cas d’urgence nucléaire. L’installation est mise à profit durant les exercices et les formations continus du PFUN et de la CCSN afin de confirmer l’état de préparation aux situations d’urgence nucléaire. Le CMU de la CCSN utilise l’électricité de source publique, mais il dispose également d’une génératrice de secours en cas de perte de l’alimentation à partir du réseau. La CCSN a prévu le regroupement du personnel d’urgence dans un autre site si son Administration centrale n’est pas accessible.

Afin de respecter les exigences établies dans le Plan stratégique de gestion des urgences (PSGU) et le Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PIUN) de la CCSN, on s’attend à ce que le personnel, dans le cadre de la gestion d’urgence, évalue et confirme l’importance d’une urgence et communique ses constatations à la haute direction, au reste du personnel, au public, aux médias, aux titulaires de permis et à tous les ordres de gouvernement.

Le PIUN décrit les stratégies et lignes directrices que suivrait la CCSN pour gérer une urgence nucléaire. En particulier, il décrit ce qui suit :

• les rôles et responsabilités de la CCSN dans le contexte d’une urgence nucléaire;
• la structure organisationnelle de la CCSN durant une urgence;
• l’Organisation d’urgence nucléaire (OUN) de la CCSN;
• les activités d’intervention et de rétablissement sur le plan tactique;
• l’infrastructure technique du CMU;
• les exigences de formation du personnel.

L’OUN est formée de deux groupes : l’Équipe de direction des mesures d’urgence (EDMU) et l’Organisation d’intervention d’urgence (OIU).

Le plan est élaboré sous l’égide du président de la CCSN, conformément aux objectifs de la LSRN et de ses règlements d’application ainsi que de la Loi sur la gestion des urgences. Il vise à fournir une interface compatible avec les plans et procédures d’urgence des titulaires de permis de la CCSN, des gouvernements provinciaux, du gouvernement du Canada et des organisations internationales.

En définitive, la mise en œuvre du PIUN en cas de déclaration d’urgence pourrait nécessiter la participation des parties suivantes :

• l’OUN de la CCSN;
• les employés de la CCSN qui seront affectés aux diverses fonctions de l’OUN;
• les titulaires de permis de la CCSN;
• les transporteurs, les expéditeurs et toute autre partie qui participent au transport de substances nucléaires ou qui sont touchés par celui-ci;
• d’autres ministères et organismes du gouvernement du Canada;
• les ministères et organismes des gouvernements provinciaux;
• les médias;
• la NRC des États-Unis;
• l’AIEA.

Le PIUN est en vigueur en tout temps à l’un des quatre niveaux d’intervention suivants :

1. Surveillance de routine : Un événement ne nécessite pas la prise de mesure rapide dépassant les procédures normales de la CCSN.
2. Surveillance accrue : Une situation nécessite une surveillance rigoureuse en cas de renvoi au niveau supérieur ou d’attention des médias/du public.
3. Activation partielle : Une urgence pourrait avoir un impact direct ou indirect sur le rôle de la CCSN en matière de réglementation et nécessite la coordination d’une intervention.
4. Activation complète : Une urgence nécessite la pleine dotation du CMU afin d’intervenir de manière efficace et efficiente.

Dans le contexte du PIUN, une urgence nucléaire constitue une situation anormale qui pourrait accroître le risque pour la santé et la sûreté des personnes, l’environnement ou la sécurité nationale et qui nécessite l’attention immédiate de la CCSN.

Voici quelques exemples :

• une urgence dans une installation nucléaire;
• une urgence mettant en cause un navire à propulsion nucléaire dans un port canadien;
• une urgence mettant en cause la perte, le vol ou la découverte de matières radioactives;
• un attentat terroriste mettant en cause des matières radioactives.

La nature de la participation de la CCSN peut aller de la communication de suggestions et d’information à la coordination de plans, en passant par la participation aux programmes de formation et aux exercices, ainsi que l’intervention en cas d’urgence réelle. Le PIUN établit des lignes directrices administratives relatives à la participation des employés. Plus particulièrement, il détermine le personnel de la CCSN qui assumerait les fonctions de l’OUN (selon la nature de l’urgence). Les responsabilités du personnel de la CCSN en cas d’urgence nucléaire sont parallèles à leurs responsabilités lors des opérations de routine de la CCSN.

Dans le cadre du PIUN, la CCSN a établi divers arrangements techniques et administratifs, y compris des ententes de coopération bilatérales avec d’autres compétences nationales et internationales ainsi qu’un programme des agents de service de la CCSN.

Normalement, la CCSN est avisée d’une urgence par l’intermédiaire de la ligne téléphonique d’urgence 24 heures sur 24, 7 jours par semaine, de l’agent de service. De plus, toute personne peut demander de recevoir en tout temps, par l’intermédiaire de l’agent de service, de l’information, des conseils ou de l’assistance en lien avec une urgence pour des incidents réels ou potentiels mettant en cause des matières nucléaires ou le rayonnement.

Durant la période visée par le rapport, la CCSN a pris avec les titulaires de permis de centrales nucléaires des arrangements liés au transfert automatisé au CMU de la CCSN des données sur les centrales en provenance des installations. Ce lien « en temps réel » renforcerait la capacité de la CCSN d’effectuer la surveillance réglementaire des mesures d’urgence d’un titulaire de permis et d’informer les autres autorités responsables lorsque des connaissances et des renseignements approfondis sont nécessaires. Les arrangements suivants ont été pris avec les centrales nucléaires en exploitation :

• En 2018, Bruce-A et Bruce-B ont mis en œuvre le système de gestion des données électronique DLAN (Disaster LAN), qui assurerait la liaison nécessaire avec la CCSN. Bruce Power a ensuite commencé à envisager des possibilités de connectivité automatisée entre les systèmes de données et le système DLAN. Le transfert automatisé sera en fonction lors d’un exercice prévu à l’automne 2019.
• OPG a achevé la mise en œuvre du transfert automatisé des données en temps réel à Darlington et à Pickering en 2017.
• Point Lepreau a achevé la mise en œuvre de son système de transfert direct des données sur la centrale et a mis à l’essai, avec succès, le transfert automatisé des données au CMU de la CCSN en 2018.

Annexe 16.1 f) Description des principaux exercices, formations et autres initiatives d’urgence

Exercice Unified Control

En décembre 2017, OPG, de concert avec l’Ontario, des compétences voisines ainsi que des organismes fédéraux et internationaux, a mené un exercice d’interopérabilité intégré à grande échelle de deux jours appelé Unified Control (ExUC). L’exercice a simulé à la centrale de Pickering un accident hors dimensionnement qui a entraîné un rejet hors site contrôlé. Il a été appuyé par des institutions régionales, provinciales et fédérales. Plus de 800 personnes représentant plus de 30 organismes et organisations y ont participé. L’ExUC visait principalement à valider les plans d’urgence nucléaire sur place et hors site et mettre à l’épreuve l’interopérabilité des organisations en vue de coordonner efficacement l’intervention en cas d’urgence nucléaire simulée en Ontario.

Les objectifs de haut niveau de l’exercice qui ont été mis à l’essai avec succès comprenaient les éléments suivants :

• mettre à l’épreuve l’état de préparation d’OPG, du gouvernement, des organismes non gouvernementaux et des collectivités en vue d’intervenir en cas d’urgence nucléaire à la centrale de Pickering;
• évaluer l’interopérabilité des organisations participantes;
• examiner le processus de consultation entre les services publics et les parties intéressées au sujet de la prise de décisions en vue d’assurer la sûreté du public et de l’environnement;
• démontrer la capacité de coordonner un message commun et efficace lors de la communication d’information au public et aux médias;
• produire un rapport d’évaluation conjoint détaillant la préparation et l’intervention des organisations participantes en cas d’urgence nucléaire au Canada.

La portée de l’exercice comprenait l’évaluation des accidents et l’intervention en cas d’accident, tant dans des conditions de dimensionnement que des conditions hors dimensionnement, la catégorisation initiale des événements et les notifications, la communication des renseignements sur les événements, la surveillance du rayonnement sur le terrain et la communication d’information connexe, la prévision des doses, la prise de décisions et les communications axées sur la protection du public, la consultation relative aux décisions liées aux rejets radioactifs, les communications publiques et les interactions des médias. À OPG, l’exercice comprenait l’activation en temps réel des installations d’intervention d’urgence, du centre des opérations d’urgence sur le site, du centre de gestion du site, de l’installation des opérations d’urgence d’OPG, du centre des médias locaux ainsi que du centre de gestion des crises et des communications, de même que des séances d’information sur le roulement des participants et la participation des agents de liaison provinciaux et régionaux de l’organisation d’intervention en cas d’urgence d’OPG.

Dans l’ensemble, de nombreux avantages ont été relevés à chaque étape de l’ExUC. Les organismes ont été en mesure de mettre en évidence et de renforcer davantage les relations interinstitutions déjà excellentes, de mettre à l’épreuve et d’améliorer l’interopérabilité dans six domaines d’intervention clés et de cerner des possibilités de formation qui favorisent l’apprentissage collectif. L’ExUC a également constitué une plateforme pour mettre à l’essai le nouvel équipement et les nouvelles procédures dans le cadre d’un exercice à grande échelle, comme l’outil Unified Rascal Interface (le nouveau logiciel d’évaluation des doses utilisé par OPG, l’Ontario et la CCSN). Il a également suscité un vif intérêt de la part des organisations participantes et non participantes pour l’observation de l’exercice, ce qui a donné lieu à une visite guidée informative et exclusive d’une journée, à l’intention de représentants de diverses organisations nationales et internationales s’intéressant à l’industrie nucléaire.

L’ExUC a permis de démontrer et de confirmer avec succès qu’OPG, l’Ontario, la région de Durham et les principales organisations municipales, régionales et fédérales sont prêtes à intervenir efficacement ensemble en cas d’incident à Pickering. Il s’agit d’un autre exemple de collaboration entre OPG et des organismes gouvernementaux pour améliorer l’interopérabilité et optimiser une capacité d’intervention coordonnée et concertée en cas d’événement nucléaire.

Exercice Huron Resolve

L’exercice provincial Huron Resolve s’est déroulé sur une période de cinq jours en octobre 2016. Cet événement a mis plus de 30 organismes et plus de 1 000 personnes au défi d’intervenir lors d’un événement radiologique de grande envergure en plus de divers autres incidents connexes ou non.

L’exercice a mis à l’épreuve l’intervention d’urgence intégrée de Bruce Power à la suite d’un événement externe, lequel a déclenché un accident de dimensionnement qui s’est transformé en un accident hors dimensionnement. Cela a permis de tester la mise en œuvre des lignes directrices de gestion des accidents graves. Au cours de l’exercice, de l’équipement d’atténuation d’urgence a été déployé avec succès pour fournir de l’électricité et de l’eau de refroidissement de secours à la centrale. Le réseau automatisé de surveillance radiologique à distance sur place et hors site a été pleinement utilisé pour fournir des paramètres d’entrée pour la simulation, ce qui a entraîné le déploiement réel de l’équipe de surveillance hors site et de l’équipement de surveillance radiologique à distance.

De plus, le scénario a mis à l’essai la procédure d’intervention d’urgence en cas de transport et les procédures d’urgence en cas de contamination, avec la participation active de l’hôpital local.

Le scénario prévoyait la coordination des organismes provinciaux et fédéraux dans l’élaboration et la mise en œuvre de mesures de protection sur place et hors site, avant et après le rejet. Le Centre de gestion des urgences de Bruce Power a été réinstallé dans l’une des installations de rechange dans le contexte des mesures de protection sur le site avant le rejet.

De plus, l’équipe de gestion de crise a été activée, ce qui comprend la pleine participation de la présidente et première dirigeante et des membres de l’équipe de direction pendant les cinq jours de l’exercice. Après l’exercice, la suite du scénario a été utilisée pour mener un exercice de simulation des divers éléments du plan de continuité des opérations.

Exercice Défi Synergy

Énergie NB, avec l’appui du gouvernement du Nouveau-Brunswick, des compétences voisines et des organismes fédéraux et internationaux, a mené un exercice intégré à grande échelle de deux jours appelé Défi Synergy 2018 (SC2018). L’exercice simulait un accident hors dimensionnement survenant à Point Lepreau et représentait la première fois qu’une centrale nucléaire canadienne mettait à l’essai la phase de rétablissement précoce dans le contexte du cycle de gestion des urgences. Il a été appuyé par des institutions régionales, provinciales et fédérales. Environ 1 000 personnes représentant plus de 35 organismes et organisations y ont participé. Les principaux objectifs du SC2018 étaient de valider les plans d’urgence nucléaire sur place et hors site et de mettre à l’essai l’interopérabilité des organisations afin de coordonner efficacement l’intervention en cas d’urgence nucléaire simulée et le rétablissement précoce après une telle situation (validant ainsi la préparation collective des services publics et de la province).

Le SC2018 a incorporé les connaissances acquises lors de l’exercice Intrepid, le dernier exercice d’urgence nucléaire à grande échelle du Nouveau-Brunswick qui a eu lieu en 2015, et l’OPEX provenant d’autres exercices des centrales nucléaires ainsi que les leçons tirées des récents efforts de rétablissement en cas d’urgence météorologique au Nouveau-Brunswick. Les organisations ont pu mettre à l’essai leurs objectifs internes, valider certains aspects de leurs plans et déterminer les domaines d’intervention et de rétablissement où l’interopérabilité avec d’autres organismes pourrait être améliorée. Grâce à ce processus, les relations interinstitutions existantes ont été renforcées et l’efficacité globale de leurs plans d’intervention a été améliorée. Les organisations ont également pu mettre à l’épreuve les aspects de leurs plans visant le rétablissement à l’aide d’un scénario réaliste et stimulant qui s’est avéré une excellente occasion d’apprentissage. Les aspects uniques de la phase de rétablissement ont fait ressortir l’importance d’exercices à grande échelle dans le contexte des efforts continus visant à tirer parti de la préparation stratégique en vue d’un incident hautement improbable à Point Lepreau.

Au début du deuxième jour de l’exercice, les critères de transition de la phase d’intervention à la phase de rétablissement ont été confirmés : le rejet de Point Lepreau était terminé; il n’y avait aucune autre possibilité de rejet et la centrale nucléaire était dans un état stable. À l’étape de la transition vers le rétablissement, l’urgence existe toujours, mais elle est maintenant axée sur une planification délibérée. La planification a été définie comme suit : établir des zones de rassemblement; définir la zone contaminée; réaliser des levés aériens et au sol; procéder à l’échantillonnage; effectuer l’entrée dans les zones; planifier l’ajustement des zones réglementées; planifier le retour des personnes évacuées. Des équipes de surveillance du contrôle ont été déployées dans de nombreux emplacements afin de gérer les personnes inquiètes, mais asymptomatiques, et de les diriger ailleurs que dans les hôpitaux locaux.

Ressources naturelles Canada (RNCan) a effectué le levé aérien afin d’établir les zones contaminées, et les équipes d’évaluation hors site de Point Lepreau ont continué d’effectuer des levés au sol à proximité de la centrale et de définir le périmètre de la zone contaminée. Les équipes sur le terrain du Groupe de surveillance et de contrôle de l’environnement du Groupe d’évaluation technique du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire de Santé Canada et des Laboratoires Nucléaires Canadiens ont aussi effectué des levés au sol à proximité de la centrale pour définir le périmètre de la zone contaminée. Les équipes d’évaluation se sont concentrées sur la cartographie et la caractérisation de la zone contaminée à proximité de Point Lepreau.

Dans l’après-midi, une séance de discussion ouverte a permis d’appuyer l’intervention psychosociale et de santé publique à l’intention de la collectivité. Des échantillons d’aliments, d’air, de poisson, d’animaux et d’eau ont été prélevés par plusieurs ministères du Nouveau‑Brunswick, livrés au laboratoire de radioprotection d’Énergie NB à Fredericton (Nouveau‑Brunswick) et analysés pour déterminer la contamination radioactive; les résultats ont été communiqués à la province pour appuyer la prise de décisions, les interdictions alimentaires et la surveillance des voies d’ingestion. Tout au long de la journée, les spécialistes des communications publiques ont répondu à de nombreuses demandes et questions de la population locale concernant la sûreté de la zone à proximité de l’usine, le moment où ils pouvaient rentrer chez eux, l’état du bétail et des biens ainsi que l’état de la circulation et des routes.

Cet exercice a permis de démontrer et de confirmer qu’Énergie NB, le Nouveau‑Brunswick et les principaux organismes régionaux et fédéraux sont prêts à intervenir efficacement ensemble en cas d’incident à Point Lepreau. Les leçons tirées de cet exercice serviront à améliorer et à renforcer davantage les plans d’intervention en cas d’urgence sur place et hors site.

Participation de l’AIEA aux exercices canadiens

L’exercice Unified Response comprenait un volet international, soit la notification à l’AIEA par les autorités nationales compétentes (c.-à-d. la CCSN et Santé Canada) et la notification par l’entremise de l’Échelle internationale des événements nucléaires (INES) de la CCSN. Plusieurs mesures à prendre ont été cernées et résolues à la suite de cet exercice.

Série d’exercices de l’AIEA aux termes de la Convention

De janvier 2016 à décembre 2018, Santé Canada a participé à 13 exercices de la série de l’AIEA aux termes de la Convention (ConvEx). L’expérience la plus complète a été la participation à l’édition de juin 2017 de ConvEx-3, qui a lieu tous les trois à cinq ans et qui met à l’épreuve le fonctionnement complet des mécanismes et procédures de communication d’information en vue de demander et de fournir une assistance en cas d’incident nucléaire international. Cet exercice a consisté à simuler un incident transfrontalier international et à mettre à l’essai les capacités et les rôles des interventions internationales et nationales en utilisant le site du système unifié de communication d’information en cas d’incident ou d’urgence (USIE) de l’AIEA. L’exercice comportait une urgence générale à une centrale nucléaire en Hongrie, et Santé Canada a joué le rôle d’autorité compétente à l’étranger (AC-A), recevant des échantillons d’eau contaminée à analyser en temps réel. Ce fut l’occasion d’effectuer une comparaison entre deux laboratoires du Bureau de la radioprotection de Santé Canada et les laboratoires de la CCSN.

Formations TMUER et RN-Med-Prep

Le cours de traitement médical d’urgence en cas d’exposition aux rayonnements (TMUER) vise à former les professionnels de la santé qui interviennent dans le contexte des volets médicaux d’une urgence radiologique ou nucléaire. Le cours est offert périodiquement par Santé Canada à divers endroits au pays. Durant la période visée par le rapport, soit de 2016 à 2018, cinq séances TMUER ont été offertes à plus de 200 stagiaires. En juillet 2016, le cours TMUER a été donné à Kincardine (Ontario), avant l’exercice Huron Resolve qui a eu lieu en octobre 2016. Durant l’exercice, le personnel de Santé Canada s’est rendu au centre de santé local pour observer la mise en œuvre du cours dans le contexte du traitement d’un blessé contaminé.

En 2016, le module d’apprentissage en ligne a été lancé sur le Web. Depuis, plus de 350 personnes ont suivi le cours, notamment des représentants de ministères et d’organismes fédéraux, de ministères provinciaux et de municipalités, d’autorités sanitaires locales, d’autorités d’intervention locales, d’hôpitaux et d’universités.

Formation en surveillance du contrôle radiologique

À la demande des provinces et des territoires, Santé Canada et les partenaires du PFUN peuvent fournir un soutien aux opérations sur le terrain pendant une urgence nucléaire. L’équipe sur le terrain du PFUN peut effectuer le contrôle et la surveillance du rayonnement sur le terrain et assurer un suivi du contrôle dans les zones où la population demeure sur place. Santé Canada organise régulièrement de la formation hors site pour l’équipe du PFUN, afin de maintenir l’état de préparation et d’accroître la capacité opérationnelle, de se conformer aux pratiques de santé et de sûreté et de « former le formateur ». Durant la période visée par le rapport, deux séances de formation ont été organisées, et de nombreux organismes fédéraux, provinciaux, territoriaux et municipaux y ont participé.

Annexe 18 Renseignements à l’appui des exigences et des évaluations de la conception de la CCSN

Exigences de conception dans le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.5.2

Le document d’application de la réglementation de la CCSN intitulé REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires établit des attentes neutres sur le plan technologique (dans la mesure du possible) pour la conception de nouvelles centrales nucléaires refroidies à l’eau. REGDOC-2.5.2 comprend des directives sur ce qui suit :

• l’établissement d’objectifs de sûreté et d’objectifs de conception;
• l’utilisation des principes de sûreté dans la conception;
• l’application des principes de gestion de la sûreté;
• la conception des structures, systèmes et composants (SSC);
• l’établissement d’une interface entre les aspects techniques, les caractéristiques des centrales nucléaires et l’aménagement de l’installation;
• l’intégration des évaluations de sûreté dans le processus de conception.

Le REGDOC-2.5.2 décrit cinq niveaux de défense en profondeur :

• prévenir les fonctionnements anormaux et les défaillances des SSC;
• détecter et réagir aux écarts par rapport aux états d’exploitation normaux afin d’empêcher les incidents de fonctionnement prévus de dégénérer en conditions d’accident, et remettre la centrale à son état d’exploitation normale;
• minimiser les conséquences des accidents à l’aide de caractéristiques de sûreté inhérentes, d’une conception sûre en cas de défaillance, d’équipement additionnel et de procédures d’atténuation;
• garantir que le rejet de matières radioactives causé par des accidents graves demeure au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre;
• atténuer les conséquences radiologiques de tout rejet possible de matières radioactives pouvant résulter d’accidents.

De manière générale, les critères d’acceptation de doses dans le REGDOC-2.5.2 sont établis en fonction de l’hypothèse selon laquelle les risques dus à une nouvelle technologie ne devraient pas contribuer considérablement aux risques sociétaux existants. Les critères d’acceptation de doses doivent également être suffisants pour garantir que très peu d’accidents nécessiteront des mesures de protection. L’objectif de sûreté pour la fréquence des rejets importants est exprimé en termes de rejets de césium 137, ce qui pourrait nécessiter un déplacement à long terme de la population locale pour atténuer les effets potentiels sur la santé. L’objectif de sûreté pour la fréquence des petites émissions est exprimé en termes de rejets d’iode 131, ce qui nécessiterait une évacuation temporaire pour atténuer les effets sur la santé. Pour atteindre un équilibre entre la prévention et l’atténuation, un troisième objectif est défini pour limiter la fréquence des dommages graves au cœur. Cela permet de s’assurer que le concepteur ne se fie pas indûment au confinement du réacteur. Les objectifs de sûreté réels sont montrés à l’alinéa 14(i)c).

Le REGDOC-2.5.2 stipule que les SSC importants pour la sûreté sont de conception éprouvée et sont conçus conformément aux normes modernes appropriées. Lorsqu’une nouvelle conception, caractéristique ou pratique technique liée aux SSC est mise en place, on doit en prouver la nature adéquate de la sûreté au moyen d’une combinaison de programmes de R-D à l’appui et d’un examen de l’expérience pertinente visant des applications semblables. Un programme de qualification est établi pour vérifier que la nouvelle conception répond à toutes les attentes applicables en matière de sûreté. Les nouvelles conceptions sont mises à l’épreuve avant d’être mises en service et font ensuite l’objet d’un suivi en service pour vérifier qu’elles respectent leur comportement attendu. Le REGDOC-2.5.2 stipule que la conception de centrales nucléaires doit être fondée sur l’OPEX de l’industrie nucléaire de même que sur les programmes de recherche pertinents.

Le REGDOC-2.5.2 contient également des exigences relatives à la fiabilité, à l’opérabilité et aux facteurs humains (dans le contexte de la conception).

L’exigence du REGDOC-2.5.2 visant à élaborer une conception axée sur la fiabilité comprend la prise en compte des défaillances de cause commune et des tolérances pour les pannes d’équipement. Il existe des exigences de conception liées aux critères de défaillance unique pour les groupes de sûreté et aux conceptions à sûreté intégrée visant les SSC importants pour la sûreté. Il existe aussi des considérations particulières pour l’instrumentation partagée entre les systèmes de sûreté et le partage des SSC entre les réacteurs.

Le REGDOC-2.5.2 exige que diverses mesures de sûreté soient automatisées afin que l’intervention d’un opérateur ne soit pas nécessaire dans un délai justifié à partir du début des incidents de fonctionnement prévus ou des accidents de dimensionnement. La prise en compte systématique des facteurs humains et de l’interface humain-machine facilite l’établissement de distinctions claires et appropriées entre les fonctions attribuées au personnel d’exploitation et aux systèmes automatiques. La nécessité d’intervention à court terme d’un opérateur doit être réduite au minimum.

Le REGDOC-2.5.2 stipule qu’un programme d’ingénierie des facteurs humains doit être mis en place pour faciliter l’interface entre le personnel d’exploitation et la centrale nucléaire en utilisant des techniques d’analyse systématiques éprouvées pour traiter les facteurs humains. Le programme doit promouvoir l’attention portée à l’aménagement de la centrale et aux procédures, à l’entretien, à l’inspection et à la formation ainsi qu’à l’application des principes d’ingénierie des facteurs humains à la conception des zones et des milieux de travail. La conception de la centrale doit faciliter le diagnostic, l’intervention de l’opérateur et la gestion de l’état de la centrale pendant et après les incidents de fonctionnement prévus, les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement. Cette facilitation est assurée grâce à des instruments de surveillance et à l’aménagement adéquat de la centrale ainsi qu’à des contrôles appropriés pour le fonctionnement manuel de l’équipement.

Le programme d’ingénierie des facteurs humains devrait permettre ce qui suit :

• réduire le risque d’erreur humaine dans la mesure du raisonnable;
• fournir des moyens pour détecter une erreur humaine et des méthodes permettant de corriger une telle erreur;
• atténuer les conséquences des erreurs.

Des plans de vérification et de validation des facteurs humains sont établis pour toutes les étapes appropriées du processus de conception afin de confirmer que la conception tient compte adéquatement de toutes les mesures que doit prendre l’opérateur.

Le REGDOC-2.5.2 stipule également que les interfaces humain-machine de la salle de commande principale, de la salle de commande auxiliaire, du centre de soutien d’urgence et de la centrale fournissent aux opérateurs les renseignements nécessaires et appropriés dans un format utilisable et compatible avec les délais de décision et de prise de mesures nécessaires. Des exigences de conception sont établies pour la salle de commande principale et le centre de soutien d’urgence afin de fournir un environnement approprié aux travailleurs dans toutes les conditions possibles, en tenant compte de l’ingénierie des facteurs humains.

Examen de la conception de fournisseur préalable au projet

Le processus de la CCSN pour l’examen de la conception de fournisseur préalable au projet est divisé en trois phases distinctes.

Phase 1

La CCSN confirme que les documents soumis pour la conception spécifique démontrent que le fournisseur comprend les exigences et les attentes réglementaires canadiennes. La portée des documents soumis est établie par la CCSN.

Phase 2

La CCSN confirme que les documents soumis pour la conception spécifique démontrent que la conception proposée est conforme au REGDOC-2.5.2 et aux documents connexes. La portée des documents soumis est établie par la CCSN et comprend habituellement une évaluation en fonction de 19 domaines d’intérêt :

• description générale de la centrale, défense en profondeur, buts et objectifs de sûreté, critères d’acceptation de doses;
• classification des SSC;
• conception du cœur du réacteur nucléaire;
• méthodes d’arrêt du réacteur;
• conception et qualification du combustible;
• systèmes et installations de contrôle :
  • principaux systèmes de contrôle,
  • instrumentation et contrôle,
  • installations de contrôle,
  • systèmes d’alimentation de secours,
• systèmes de refroidissement d’urgence du cœur et d’évacuation de la chaleur en cas d’urgence;
• enceintes de confinement et structures civiles importantes pour la sûreté;
• prévention et atténuation des accidents hors dimensionnement et des accidents graves;
• analyse de la sûreté (analyse déterministe de la sûreté, analyse probabiliste de la sûreté) et dangers internes et externes;
• conception d’enveloppe sous pression;
• protection‑incendie;
• radioprotection;
• programme de R-D des fournisseurs;
• facteurs humains;
• criticité hors cœur;
• robustesse, garanties et sécurité;
• système de gestion du processus de conception et assurance de la qualité dans la conception et l’analyse de la sûreté;
• prise en compte du déclassement dans les considérations relatives à la conception.

Phase 3

Selon les commentaires formulés par la CCSN à la phase 2, le fournisseur peut discuter plus en profondeur des possibilités de résolution des problèmes de conception cernés à la phase 2. La portée des documents soumis est établie par le fournisseur.

L’examen ne tient pas compte de considérations non techniques comme les suivantes :

• coûts de la conception;
• achèvement de la conception;
• établissement d’un échéancier relatif à l’examen d’une demande de permis;
• facteurs relatifs aux capacités;
• changements à la conception qui pourraient être nécessaires à la suite de constatations futures.

Le tableau suivant dresse la liste des examens de la conception de fournisseurs qui étaient en cours à la CCSN durant la période visée par le rapport. La colonne État d’avancement indique l’état de l’examen à la fin de cette période.

Fournisseur	Conception	MW électrique (environ)	Phase d’examen	État d’avancement
Terrestrial Energy inc.	Réacteur à sels fondus intégral (IMSR)	200	1	achevé
			2	en cours
Ultra Safe Nuclear Corporation	MRM-5 et MRM-10 (gaz à haute température)	5-10	1	achevé
LeadCold Nuclear Inc.	SEALER (plomb fondu)	3	1	en suspens (à la demande du fournisseur)
Advanced Reactor Concepts Ltd.	ARC-100 (sodium liquide)	100	1	en cours
Moltex Energy	Réacteur à sels stables (sels fondus)	300	1, 2 (en série)	phase 1 en cours
SMR, LLC	SMR-160 (à eau légère sous pression)	160	1	en cours
NuScale Power, LLC	NuScale Integral (à eau sous pression)	60	2*	en attente du début du projet

*Les objectifs de la phase 1 seront traités dans la portée des travaux de la phase 2.

Plusieurs autres examens de la conception de fournisseurs préalables au projet étaient en cours de négociation ou de planification durant la période visée par le rapport, notamment les examens, à la phase 1 ou à la phase 2, de la conception des fournisseurs susmentionnés et d’autres fournisseurs qui ne figurent pas à la liste.

Annexe 18 i) Renseignements à l’appui de l’évaluation et du renforcement de la défense en profondeur

La présente annexe décrit le travail réalisé par les titulaires de permis de centrales nucléaires pour évaluer et améliorer continuellement la sûreté de leurs installations. Sur le plan des aspects de la conception pertinents en ce qui a trait aux leçons tirées de l’accident de Fukushima, les centrales nucléaires du Canada (qui sont toutes dotées de réacteurs CANDU) comportent plusieurs caractéristiques qui permettent de prévenir les accidents et qui peuvent aider à atténuer les impacts en cas d’accident. Celles-ci sont décrites à l’annexe 18(i) du sixième rapport national du Canada. La présente version de l’annexe résume les évaluations et améliorations récentes (post-Fukushima) en matière de défense en profondeur et fait le point sur les améliorations apportées durant la période visée par le rapport.

Bien que le risque d’accident soit très faible, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont apporté des modifications pour renforcer la capacité de leurs centrales à résister à des événements externes graves et à d’autres dangers (p. ex., la protection contre les inondations). En plus de prendre en compte des dangers particuliers, les titulaires de permis ont également vérifié systématiquement la pertinence des capacités actuelles des centrales relatives aux accidents hors dimensionnement et aux accidents graves, qui pourraient entraîner une perte prolongée de puissance ou la perte de toutes les sources froides, et les ont complétées au besoin. De nombreuses évaluations et modifications déjà effectuées sont décrites à l’annexe 18(i) du septième rapport national du Canada. Les tableaux à la fin de la présente annexe offrent davantage de renseignements sur les diverses améliorations à la défense en profondeur qui ont été réalisées dans les centrales nucléaires à la suite de l’accident de Fukushima.

Les titulaires de permis ont évalué des moyens d’assurer une alimentation additionnelle en liquide de refroidissement provenant d’autres sources. Pour appuyer les stratégies d’appoint relatives au liquide de refroidissement, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont apporté des modifications à leurs centrales, ont fait l’acquisition d’EAU additionnel et ont mis au point des procédures relatives au déploiement de cet EAU.

Le déploiement de l’EAU est mis en œuvre par les titulaires de permis de centrales nucléaires. Par exemple, OPG déploie son EAU en deux phases. La mise en œuvre de la phase 1 vise l’atténuation des accidents et le refroidissement, de même que le confinement du cœur du réacteur à l’aide d’inventaires passifs d’eau in situ ainsi que de pompes portatives, de génératrices et de blocs d’alimentation portatifs sans coupure. La phase 2 porte sur les stratégies relatives à la pression dans l’enceinte de confinement, la récupération de l’eau et l’atténuation de l’accumulation d’hydrogène. De plus, la phase 2 permet de rétablir l’alimentation de l’équipement nécessaire pour atténuer l’augmentation de la pression dans l’enceinte de confinement et récupérer l’eau du puisard, tout en mettant en place des stratégies pour atténuer l’accumulation d’hydrogène et assurer le maintien du refroidissement des piscines de stockage du combustible usé. Les travaux de mise en œuvre de la phase 2 sont toujours en cours d’élaboration. 

En outre, OPG compte installer des pompes à eau permanentes pour la lutte contre l’incendie à Darlington afin de renforcer les capacités du système d’alimentation en eau d’urgence existant. OPG installera également des conduites permanentes à partir du système d’eau de service d’urgence pour permettre aux nouvelles pompes à eau d’alimenter le circuit caloporteur en eau d’appoint d’urgence.

Pour ce qui est de la protection contre la surpression des principaux systèmes et composants, les titulaires de permis ont démontré que les soupapes de sûreté installées sur le condenseur de purge fournissent une capacité de décharge suffisante et réduisent le risque de défaillance des enveloppes sous pression due à la surpression. OPG a étudié les modifications possibles à la conception en vue de la décharge du bouclier caisson et de l’enceinte du réacteur. À la suite de cette enquête, Darlington a installé un dispositif de protection supplémentaire contre la surpression dans les quatre tranches afin d’éviter une défaillance potentielle du bouclier caisson dans l’éventualité extrêmement improbable d’une perte totale et prolongée de la source froide de l’une des tranches. Cela permet une conception optimale et un fonctionnement efficace du système d’évent avec filtrage pour confinement décrit ci-dessous, protégeant le bouclier caisson contre les défaillances potentielles et évitant ainsi des dommages au système de confinement.

Toutes les centrales nucléaires canadiennes ont installé des recombineurs autocatalytiques passifs (RAP) aux fins de protection contre l’accumulation d’hydrogène dans l’enceinte de confinement et contre une détonation qui pourrait causer des dommages structurels et, par conséquent, le rejet incontrôlé de radioactivité dans l’environnement. Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont effectué des évaluations de confirmation visant à démontrer l’efficacité des RAP en cas d’accident grave et ont déterminé que les RAP ne sont pas nécessaires dans les zones des piscines de stockage du combustible usé.

Durant sa réfection, Point Lepreau avait installé un système d’évent avec filtrage pour confinement d’urgence. Les autres titulaires de permis évaluent des moyens de prévenir les défaillances des systèmes de confinement et, dans la mesure du possible, les rejets non filtrés de produits radioactifs dans le cadre d’accidents hors dimensionnement, notamment les accidents graves. Les options envisagées comprennent des évents avec filtrage pour confinement d’urgence. Par exemple, OPG a installé un système d’évent avec filtrage pour confinement à Darlington afin d’éviter une défaillance du système de confinement en cas de surpression à la suite d’un accident grave touchant des tranches multiples. Le système limitera les rejets radioactifs de produits de fission dans l’environnement grâce à l’utilisation de modules de filtres secs en fibres métalliques à haute efficacité fondés sur la technologie de Westinghouse. Les modifications apportées ou prévues à Bruce-A, à Bruce-B et à Pickering sont énoncées dans les tableaux ci-dessous.

Aux fins de collecte d’information, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont pris des `mesures spéciales en rétablissant l’alimentation de l’équipement de surveillance des paramètres de sûreté critiques pour appuyer les mesures de rétablissement. L’alimentation électrique initiale est assurée par des batteries portatives sans coupure qui assurent un délai tampon pour le déploiement des génératrices de l’EAU de la phase 1, qui peuvent rétablir l’alimentation à long terme de l’équipement de surveillance des paramètres de sécurité critiques. OPG a terminé les modifications visant à installer des points de raccordement pour ces génératrices et a fait l’acquisition des génératrices portatives nécessaires à cette stratégie.

Les titulaires de permis ont démontré que l’équipement et l’instrumentation nécessaires à la gestion des accidents graves (et essentiels à l’exécution des LDGAG) rempliront leur fonction pour la durée voulue. De plus, ils ont évalué l’habitabilité des installations de contrôle dans des conditions résultant d’accidents hors dimensionnement et d’accidents graves. Par l’intermédiaire du COG, l’industrie a élaboré en 2014 une méthode générique visant à évaluer l’habitabilité des installations de contrôle en cas d’accident grave, y compris en cas de dangers non radiologiques.

Les titulaires de permis ont également évalué les options de surveillance de l’eau et de la température à partir d’un endroit sûr en cas de perte des dispositifs de refroidissement. Ils font l’acquisition d’équipement d’urgence (p. ex., blocs d’alimentation, pompes) qui pourrait être entreposé sur place ou hors site et qui permettrait de fournir des services de secours en cas d’accident hors dimensionnement.

Les tableaux suivants dressent la liste des modifications apportées à la conception à Darlington, à Pickering ainsi qu’à Bruce-A et à Bruce-B pour intervenir en cas d’accidents hors dimensionnement et d’accidents graves et pour en atténuer les conséquences.

Modifications d’OPG

Approvisionnement en eau d’appoint

Modification	Centrale/tranche	En service
Installation de tubes verticaux pour la succion de l’EAU	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2013
Raccordements de l’EAU redondant aux générateurs de vapeur	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2013 (Pickering) 2015 (Darlington)
Raccordements de l’EAU redondant aux piscines de stockage du combustible usé	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2013
Acquisition d’EAU (pompes et génératrices de la phase I et génératrices de la phase II [1,4 MWé])	S.O.	2013 (phase I) 2017 (phase II)

Renforcement de la défense en profondeur

Modification	Centrale/tranche	En service
Dispositions d’approvisionnement d’appoint en eau
Raccordement de l’EAU/LDGAG/accident hors dimensionnement au circuit caloporteur primaire	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2015
Raccordement de l’EAU/LDGAG/accident hors dimensionnement au système de modérateur	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2015
Raccordement de l’EAU/LDGAG/accident hors dimensionnement au bouclier caisson	Pickering, Bruce-B et Darlington	2015
Installation du dispositif de protection du bouclier caisson contre la surpression	Darlington	2017
Améliorations à l’alimentation électrique externe
Acquisition de génératrices portatives (phase I et phase II, câbles, remorques)	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2017
Installation d’un panneau de branchement aux fins de raccordements rapides pour le CSPM	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2013 (Pickering) 2018 (Darlington)
Raccordement d’un panneau de branchement rapide aux bus d’alimentation électrique externe	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2017
Alimentation électrique des allumeurs d’hydrogène au moyen des génératrices de l’EAU de la phase II	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2017
Filtration passive de l’enceinte de confinement
Installation d’un système d’évent avec filtrage pour confinement	Darlington	2016
Exploitation du système de décharge d’air filtré (SDAF)
Alimentation électrique de la pompe principale à volute à vide pour l’exploitation du SDAF (génératrice de 350 kWé)	Pickering, Bruce-A et Bruce-B	2018
Recombineurs autocatalytiques passifs	Pickering, Bruce-A, Bruce-B et Darlington	2014

Modifications de Bruce Power

Approvisionnement en eau d’appoint

Modification	Centrale/tranche	En service
Installation de prises d’eau d’incendie à l’épreuve du gel	Bruce-A et Bruce-B	2012
Raccordements de l’EAU redondant aux générateurs de vapeur	Bruce-A et Bruce-B	2013
Raccordements de l’EAU redondant aux piscines de stockage du combustible usé	Bruce-A et Bruce-B	2013
Acquisition d’EAU	S.O.	2012

Renforcement de la défense en profondeur

Modification	Centrale/tranche	En service
Dispositions d’approvisionnement d’appoint en eau
Raccordement de l’EAU au circuit caloporteur primaire	12345678	2019
Raccordement de l’EAU au système de modérateur	123456178	2019
Raccordement des LDGAG au circuit caloporteur primaire	12345678	2016
Raccordement des LDGAG au système de modérateur	12345678	2016
Raccordement des LDGAG au bouclier caisson	12345678	2016
Installation du dispositif de protection du bouclier caisson contre la surpression	12345678	2019
Indication du niveau du puisard du SRUCI de vaste portée	Bruce-A	2019
Améliorations à l’alimentation électrique externe
Acquisition de génératrices portatives, câbles, remorques	Bruce-A et Bruce-B	2011
Installation d’un panneau de branchement aux fins de raccordements rapides	Bruce-A et Bruce-B	2012
Raccordement d’un panneau de branchement rapide aux bus d’alimentation électrique quadruple/externe	Bruce-A et Bruce-B	2012
Filtration passive de l’enceinte de confinement
Installation d’un point de raccordement pour la ventilation de l’enceinte de confinement	Bruce-A et Bruce-B	2016
Installation d’un système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement	Bruce-A et Bruce-B	2022
Recombineurs autocatalytiques passifs	Bruce-A et Bruce-B	2015

Renforcement de l’intervention en cas d’urgence

Modification	Centrale/tranche	En service
Nouveau centre de gestion des urgences (CGU)
Mise en service de la nouvelle installation de pointe	S.O.	2014
Acquisition d’un centre de gestion des urgences mobile	S.O.	2013
Alimentation de secours pour l’équipement et les installations d’urgence
Génératrice portative pour le CGU	S.O.	2014
Camion de carburant, génératrice portative pour les pompes de transfert du carburant	S.O.	2012
Mises à niveau des systèmes de communications
Mises à niveau des systèmes radio et de téléphone par satellite au CGU, aux CMU et au service d’incendie	S.O.	2014
Installation de VSAT au centre de gestion des urgences	S.O.	2014
Capacité de surveillance hors site
Installation de dispositifs de surveillance à distance du rayonnement gamma	S.O.	2014
Installation de dispositifs de surveillance à distance des aérosols	S.O.	2015

Note 1 : L’installation a été partiellement effectuée et sera achevée durant l’arrêt aux fins de remplacement de composants majeurs.

Modifications d’Énergie NB

Dispositions pour l’approvisionnement en eau d’appoint

Modification	En service
Points de raccordement de l’EAU à la station de pompage de l’eau douce et à la zone de contrôle auxiliaire aux fins d’alimentation externe en eau des générateurs de vapeur, du circuit caloporteur primaire et du réservoir d’eau d’aspersion	2015
Point de raccordement de l’EAU au système de purification du modérateur aux fins d’approvisionnement d’appoint du modérateur pour la rétention dans l’enceinte	2017
Point de raccordement de l’EAU à l’extérieur de l’enceinte de confinement aux fins d’approvisionnement d’appoint de l’enceinte de réacteur et du bouclier d’extrémité pour la rétention dans l’enceinte	2012
Acquisition d’une pompe à eau portative alimentée au diesel	2014
Installation d’une prise d’eau d’incendie à l’épreuve du gel à la station de pompage d’eau de secours afin de tirer de l’eau des bassins d’eau douce sur le site au moyen d’une pompe à eau portative alimentée au diesel	2014
Acquisition d’une remorque dotée de tuyaux aux fins de distribution	2014
Acquisition d’équipement de nettoyage des débris Manitou aux fins de déploiement	2014
Acquisition d’une remorque de transfert du carburant pour le rechargement in situ du carburant de l’EAU	2014
Acquisition de tracteurs de terminal Kalmar pour la livraison de l’EAU (pompe à eau ou génératrices)	2014
Installation d’un réservoir de stockage du diesel et d’un système de distribution	2015
Procédures établies pour l’utilisation d’un dispositif de surveillance Blitzfire aux fins d’approvisionnement d’appoint des piscines de stockage du combustible usé par des portes extérieures	2015

Renforcement de la défense en profondeur

Modification	En service
Dispositions additionnelles pour l’approvisionnement en eau d’appoint
Installation d’un dispositif de protection contre la surpression pour l’enceinte de réacteur et le bouclier d’extrémité	2010
Installation d’un dispositif de mesure du niveau d’eau dans l’enceinte de réacteur qui peut fonctionner en cas d’accident grave	2016
Installation d’un dispositif de mesure du niveau d’eau dans le sous-sol du bâtiment du réacteur qui peut fonctionner en cas d’accident grave	2016
Améliorations à l’alimentation électrique externe
Acquisition de deux génératrices portatives au diesel de 275 kW pour l’alimentation électrique du centre de gestion des urgences sur le site et des postes extérieurs auxiliaires	2015
Acquisition de deux génératrices portatives au diesel de 545 kW pour l’alimentation électrique d’urgence (et, par le fait même, l’alimentation d’urgence en eau) et pour les charges essentielles du système d’alimentation électrique de catégorie III	2015-2016
Acquisition d’un banc d’essai pour les génératrices	2016
Installation de points de raccordement pour toutes les génératrices au diesel	2015-2016
Dispositions de confinement
Installation d’un système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement de secours	2012
Installation d’un troisième sas pour le personnel (de style «?sous-marin?» sur une voie d’entrée intérieure) afin de protéger le sas en place lors de l’ajout d’eau provenant de l’extérieur dans le bâtiment du réacteur à partir de l’EAU	2016
Installation d’un système d’échantillonnage et de surveillance en cas d’accident	2012
Recombineurs autocatalytiques passifs (installés pour les accidents de dimensionnement, mais on a confirmé plus tard qu’ils sont également efficaces en cas d’accidents hors dimensionnement)	2012
Installation de jauges de pression du confinement à vaste portée	2010

Renforcement de l’intervention en cas d’urgence

Modification	En service
Établissement d’ententes d’assistance mutuelle entre les services publics nucléaires	2012
Installation d’un système fixe de surveillance du rayonnement gamma sur le périmètre	2016
Nouveau centre de mesures d’urgence hors site à l’extérieur de la zone de planification d’urgence de 20 km	2019
Acquisition de téléphones par satellite et de trousses de téléphone cellulaire portatif de forte puissance aux fins de communications	2013
Construction d’une installation de stockage de l’EAU capable de résister à des événements sismiques et à de forts vents assortis d’une période de retour de 10 000 ans	2016
Mise en œuvre des lignes directrices sur la gestion des accidents graves (LDGAG)	2011
Mise en œuvre des LDGAG pour les événements mettant en cause les piscines de stockage du combustible usé	2015
Mise en œuvre des LDGAG pour les événements mettant en cause des silos de stockage à sec du combustible ou l’IGDRS	2012
Tube vertical dans le tunnel de la salle de commande auxiliaire (SCA) doté de points de raccordement traversant la paroi afin de permettre l’évacuation d’eau du tunnel à l’aide de camions de lutte contre les incendies en cas d’événement de précipitations extrêmes	2016
Acquisition et installation de points de raccordement pour un dispositif portatif de ventilation filtrée pour la SCA afin d’en assurer l’habitabilité en cas d’accident grave	2019
Établissement d’une procédure d’urgence pour la prise de mesures par les superviseurs de quart afin de se préparer en vue d’un tsunami potentiel	2012
Amélioration des outils de modélisation des doses et des termes sources	2015

Annexe 19 i) Exécution et surveillance réglementaire des programmes de mise en service

Avant la mise en service d’une centrale nucléaire, plusieurs membres du personnel de la CCSN sont affectés à la centrale afin d’observer les processus et activités de mise en service et de démarrage et d’en rendre compte.

Le personnel de la CCSN n’essaie pas de suivre tous les aspects du programme de mise en service d’un titulaire de permis. On se fie plutôt au processus d’examen interne du titulaire de permis, qui est exigé aux termes du programme d’assurance de la qualité de la mise en service. Les spécifications détaillées de mise en service définissent les critères d’acceptation à utiliser lors des inspections et des essais effectués dans le cadre du programme de mise en service. Généralement, les procédures du titulaire de permis nécessitent que les concepteurs vérifient ce qui suit :

• le programme met l’accent sur la vérification des bons aspects;
• les critères d’acceptation utilisés sont appropriés en vue de prouver que l’équipement permet d’assurer les fonctions de sûreté prévues par la conception.

Dans certains cas, des essais partiels sont effectués s’il n’est pas possible de réaliser des essais complets (comme dans le cas des essais de mise en service des systèmes de refroidissement d’urgence du cœur). Par exemple, dans le passé, les essais de mise en service comportaient l’injection de liquide de refroidissement d’urgence dans le cœur du réacteur, mais on ne tentait pas d’effectuer des essais dans lesquels de l’eau froide était injectée dans un cœur chaud, car ces essais peuvent générer des contraintes élevées dans les composants du circuit caloporteur primaire. Les composants sont conçus pour résister à ces contraintes pour un nombre limité de situations d’urgence, et il n’était pas justifié de les exposer à des contraintes aussi élevées simplement aux fins d’essai.

Le programme d’assurance de la qualité de la mise en service exige également la documentation du processus d’approbation des spécifications et des résultats. Tout défaut de se conformer aux critères d’acceptation doit être signalé à l’organisation responsable de la conception, qui déterminera si des changements doivent être apportés à la conception. Le personnel de la CCSN peut effectuer des inspections en tout temps pour confirmer que les exigences procédurales sont respectées et que les décisions appropriées sont prises.

La participation directe du personnel de la CCSN est axée sur quelques essais importants, comme ceux qui permettent de vérifier l’intervention globale de la centrale en cas d’événements particuliers (p. ex., perte des systèmes d’alimentation électrique normaux). Le personnel de la CCSN observe également les principaux essais de mise en service des systèmes spéciaux de sûreté, comme les essais fonctionnels des systèmes d’arrêt comportant le déclenchement réel de l’arrêt du réacteur et où le taux de réduction de puissance est mesuré (et comparé au taux prévu dans les analyses de la sûreté).

Lorsqu’il examine la mise en service, le personnel de la CCSN se concentre sur ces essais importants, qui sont jugés particulièrement importants pour la sûreté. Ces essais permettent de vérifier le rendement global des caractéristiques de sûreté d’une centrale nucléaire et peuvent révéler des problèmes que les essais des composants individuels ne permettraient pas de détecter. Le personnel de la CCSN examine également les essais proposés, y compris les spécifications détaillées de mise en service, pour confirmer que les critères d’acceptation sont conformes aux exigences de sûreté relatives à la conception du système (telles qu’elles sont définies dans la demande de permis). Une fois les essais terminés, le personnel de la CCSN en analyse les résultats et examine les rapports de mise en service.

La CCSN exige que le titulaire de permis soumette des garanties d’achèvement de la mise en service avant le premier chargement du combustible, avant de quitter l’état d’arrêt sûr du réacteur et au terme de l’approche des essais critiques à faible puissance et à puissance élevée.

Les garanties d’achèvement de la mise en service constituent des certifications écrites énonçant ce qui suit :

• la mise en service a été achevée conformément au processus décrit dans la demande de permis;
• les résultats de la mise en service étaient acceptables.

Les énoncés d’assurance d’achèvement peuvent comprendre des listes de tâches qui ne sont pas encore terminées, comme l’achèvement des rapports de mise en service qui ne constituent pas des conditions préalables aux approbations demandées, ce qui permet de s’assurer que ces tâches ne seront pas négligées par la suite.

Généralement, le titulaire de permis tient une série de réunions d’assurance de l’achèvement de la mise en service pour faire la synthèse du travail effectué sur des systèmes particuliers. Le personnel de la CCSN sur le site assiste à certaines de ces réunions.