Rapport national du Canada pour la Convention sur la sûreté nucléaire – Neuvième rapport

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

Résumé

Ce neuvième rapport national 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 2019 à mars 2022. 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 exhaustif – 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 ou de chaleur 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 3 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 est dotée 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 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 normative, 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 appliquent de manière proactive. Des bilans périodiques de la sûreté (BPS) sont aussi réalisés tous les 10 ans pour évaluer et éliminer les lacunes par rapport aux normes et aux exigences modernes. Le cadre est également amélioré afin qu’il tienne compte des technologies émergentes, notamment le déploiement possible de PRM.

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 du Canada 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 fonctionnel³ 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.

La Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) a été adoptée par les Parties contractantes à la Convention en 2015. 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 BPS ont permis de renforcer l’adoption systématique d’améliorations en matière de sûreté aux centrales nucléaires existantes. Les plans intégrés de mise en œuvre qui en résultent ont apporté de nombreuses améliorations à la sûreté, surtout lors des projets de réfection aux centrales nucléaires.

Au cours des 2 périodes de référence précédentes, le Canada a pris en compte les 2 enjeux suivants qui ont été cernés pour le Canada lors de la sixième réunion d’examen de la Convention :

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

6RE E-3

Établir des lignes directrices pour le retour des personnes évacuées à la suite d’un accident et confirmer leur acceptabilité publique

En ce qui a trait à l’enjeu 6RE E-5, Santé Canada a publié les Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgences nucléaires, afin de mettre à jour ses lignes directrices sur les mesures de protection du public (notamment le contrôle de l’exposition, le contrôle de l’ingestion, la surveillance de la population et la gestion médicale ainsi que les travailleurs d’urgence hors site).

Relativement à l’enjeu 6RE E-3, Santé Canada a publié les Directives sur la planification du rétablissement à la suite d’une urgence nucléaire ou radiologique, qui fournissent de l’orientation sur l’établissement de l’acceptabilité publique pour toute mesure prise pendant la phase de rétablissement suivant une urgence nucléaire, 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.

Au cours des 2 périodes de référence précédentes, le Canada a pris en compte les 3 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 afin de tenir compte des leçons tirées de l’accident de Fukushima.

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 centrales nucléaires existantes et aux projets de nouvelle construction, dont les technologies émergentes de PRM, et en les harmonisant avec les normes internationales. La transition vers le cadre amélioré est 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 a publié le REGDOC-3.5.1, Diffusion de l’information : Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium. La CCSN exige que le titulaire de permis élabore un plan pour la fin de l’exploitation de son installation qui facilitera la transition de l’état d’arrêt vers un état stable. La CCSN applique cette approche à la centrale nucléaire de Pickering, qui est la seule centrale à tranches multiples au Canada s’approchant de la fin de son exploitation commerciale.

Le Canada recommande la clôture de tous les enjeux ci-dessus.

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

AHD

accident hors dimensionnement

AEN

Agence pour l’énergie nucléaire (OCDE)

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

Bq

becquerel

CANDU

réacteur CANadien à Deutérium-Uranium

CCSN

Commission canadienne de sûreté nucléaire

CESN

Comité 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 pour les audiences et réunions de la Commission)

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, appelée le Groupe CSA au niveau organisationnel

CSN

Convention sur la sûreté nucléaire

DSR

domaine de sûreté et de réglementation

DPR

Division du programme de réglementation

DVSN

Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

EACL

Énergie atomique du Canada limitée

EAU

équipement d’atténuation en cas d’urgence

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

GAG

gestion des accidents graves

G7

groupe de 7 nations (Canada, États-Unis, France, Royaume-Uni, Allemagne, Italie, Japon et représentants de l’Union européenne)

HEPP

heures équivalentes pleine puissance

IFH

ingénierie des facteurs humains

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

IRS

Système de notification des incidents

KI

iodure de potassium

LCE

Lignes de conduite pour l’exploitation

LDEAU

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

LDGAG

Ligne directrice 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

MW

mégawatt

MWé

mégawatt (électrique)

mSv

millisievert

NAYGN

North American Young Generation in Nuclear

NRC des États-Unis

Commission de réglementation nucléaire des États-Unis

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.

PCM

point de contrôle pour la mise en service

période de référence

avril 2019 à mars 2022

personne-Sv

personne-sievert

PFIU

Plan fédéral d’intervention d’urgence

PFUN

Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire

PISE

Programme indépendant de surveillance environnementale

PNCND

projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington

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

R-D

recherche et développement

REGDOC

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

RNCan

Ressources naturelles Canada

RRP

Règlement sur la radioprotection

SAP

sanction administrative pécuniaire

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

TECDOC

document technique (publication de l’AIEA)

TSN

travailleur du secteur nucléaire

UNENE

Réseau universitaire d’excellence en génie nucléaire

WANO

Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires

WiN

Women in Nuclear

Chapitre I – Introduction

A. Généralités

Le Canada a été l’un des premiers signataires de la Convention sur la sûreté nucléaire (CSN, également appelée 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 nationaux du Canada présentés à l’occasion des réunions d’examen triennal 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.

Ce neuvième rapport national du Canada a été préparé au nom du gouvernement du Canada par une équipe placée 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 Global First Power.

Le précédent rapport national du Canada (le huitième) a été publié en août 2019 en vue de la huitième réunion d’examen de la CSN. Toutefois, la huitième réunion d’examen a été reportée en raison de la pandémie mondiale de COVID-19. Un examen partiel par les pairs (questions et réponses écrites) a été effectué avant le report (désigné comme le huitième cycle d’examen). La conclusion de cet examen par les pairs et l’achèvement de l’examen par les pairs de ce (neuvième) rapport national du Canada sont prévus dans le cadre de la réunion d’examen conjoint du huitième et du neuvième rapport, prévue en mars 2023.

A.1 Portée

Conformément à l’article 5 de la Convention, ce neuvième 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 2019 à mars 2022. 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 neuvième rapport décrit les dispositions prises par le Canada pour s’acquitter de ses obligations aux termes de la Convention et donne des précisions sur les changements apportés depuis la publication du huitième rapport national du Canada.

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. Les concepts de PRM 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 au Canada (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.

Dans ce rapport, la plupart des renseignements généraux et précis concernent le parc actuel de réacteurs CANDU. Les exemples descriptifs se rapportent souvent aux titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation, à la conception CANDU et à l’organisation chargée de la conception. Toutefois, des détails et des exemples pertinents relatifs aux projets et aux fournisseurs de PRM sont également fournis, le cas échéant.

De l’information relative à la pandémie de COVID-19 se trouve dans différentes parties de ce rapport. La réponse du Canada à la pandémie, dans le contexte des obligations précises de la CSN, est décrite dans les parties suivantes du rapport.

Tableau 1 : sections relatives à la COVID-19

Section du rapport	Sujet
Paragraphe 7.2(iii)	Vérification par la CCSN de la conformité des titulaires de permis aux exigences réglementaires
Article 8	Adaptations organisationnelles de la CCSN
Alinéa 9c)	Réponse collective des titulaires de permis et analyse comparative
Alinéa 11.2a)	Mesures prises par le titulaire de permis relativement à la dotation, à la formation, à la qualification et à l’accréditation

Le rapport national du Canada 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 septième 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 2020.

A.2 Contenu

Le présent rapport contient 3 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, la suggestion et les enjeux précis 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 de l’information 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 à la suggestion et aux enjeux relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen et les enjeux demeurés ouverts 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

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 4 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)

Les sections de chaque article commencent par 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 lui-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).

La suggestion et les enjeux relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen et ceux qui sont demeurés ouverts depuis la sixième réunion d’examen sont mis en évidence dans un encadré au début de la partie pertinente du texte.

De l’information supplémentaire, rassemblée en 2 groupes (appendices et annexes), est fournie 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 d’un 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 nationaux du Canada précédents ainsi que le rapport du Canada pour la deuxième réunion extraordinaire et des documents connexes se trouvent sur les sites Web de la CCSN et de l’AIEA. Ce neuvième rapport du Canada sera accessible sur le site Web de l’AIEA dès sa présentation en août 2022 et sera affiché sur le site Web de la CCSN à la fin de 2022 ou au début de 2023 dans les 2 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 également sur le site Web de la CCSN.

B. Résultats de la septième réunion d’examen et du huitième cycle d’examen

Le tableau suivant énumère les enjeux (E) et la suggestion (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 relevés pour le Canada lors de la septième réunion d’examen. Des renvois aux alinéas pertinents de ce neuvième rapport national du Canada sont fournis. Les enjeux, les bonnes pratiques et les points forts relevés durant le huitième cycle d’examen ne sont pas inclus, car ils n’ont pas encore été confirmés lors d’une réunion d’examen.

Tableau 2 : Principaux résultats d’examen pour le Canada découlant de la septième réunion d’examen

Identifiant	Texte	Article/Paragraphe/Alinéa
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)
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)
7RE S-1	Le Canada devrait aborder toutes les questions de sûreté de catégorie 3 relatives aux CANDU mentionnées dans le septième rapport national et présenter un rapport à ce sujet lors de la huitième réunion d’examen	14(i)e)
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)
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)

Pour la huitième réunion d’examen planifiée, le Canada faisait partie du groupe de pays n^o 4, qui comprenait également le Japon, la Hongrie, l’Arménie, la Lituanie, l’Indonésie, Madagascar, la Norvège, l’Arabie saoudite, la Macédoine du Nord, le Bahreïn, le Danemark et le Bénin. Durant le huitième cycle d’examen, le Canada a répondu aux 143 commentaires et questions formulés par de nombreux pays. Ces commentaires et questions portaient sur des sujets tels que la culture de sûreté du titulaire de permis et de l’organisme de réglementation, les améliorations apportées à la conception des centrales nucléaires, les projets de nouvelle construction (en particulier les PRM), les limites de dose et les inspections de la CCSN. Une bonne pratique a également été proposée au sujet de l’utilisation par le Canada des manuels de conditions de permis.

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 environ 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).

En plus du financement annuel, le gouvernement du Canada a également accepté d’octroyer près de 100 millions de dollars en investissements directs dans le secteur nucléaire depuis 2020 par l’entremise du Fonds stratégique pour l’innovation et de l’Agence de promotion économique du Canada atlantique. Le Fonds stratégique pour l’innovation représente le principal mécanisme de financement du gouvernement fédéral pour les projets de recherche, de développement et de démonstration liés aux PRM, et il fournit un financement (minimum de 10 millions de dollars de financement total pour chaque projet) pour les grands projets de transformation et de collaboration qui permettent au Canada de prospérer dans l’économie du savoir. L’Agence de promotion économique du Canada atlantique a fourni un financement supplémentaire pour les projets liés aux PRM.

Voir l’appendice D pour une description des activités de R-D liées au nucléaire qui sont financées par ces sources et d’autres, y compris les investissements privés.

En outre, en décembre 2020, le gouvernement du Canada a annoncé la création de l’Accélérateur net zéro en vue de fournir 3 milliards de dollars sur 5 ans au moyen du Fonds stratégique pour l’innovation afin de permettre la mise en œuvre rapide de projets de décarbonisation chez les grands émetteurs, d’accroître le déploiement de technologies propres et d’accélérer la transformation industrielle du Canada à l’échelle de tous les secteurs. Le budget de 2021 du gouvernement du Canada prévoit un financement supplémentaire de 5 milliards de dollars octroyé à l’Accélérateur net zéro, pour un total de 8 milliards de dollars sur 7 ans. Les projets de PRM sont admissibles au financement offert par l’entremise de l’Accélérateur net zéro.

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 émission 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 2020, l’énergie nucléaire fournissait environ 15 % de l’électricité consommée au Canada.
• En Ontario, environ 57 % de la production de l’électricité est assurée par des centrales nucléaires.
• Au Nouveau-Brunswick, plus du tiers (39 %) de la production d’électricité (non exportée) 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 : 3 sont en exploitation en Corée du Sud, 2 respectivement en Chine et en Roumanie et 1 en Argentine.
• Des réacteurs à eau lourde sous pression fondés sur une technologie CANDU antérieure sont également en exploitation dans le monde entier, dont 2 en Inde et 1 au Pakistan.

Le Canada est l’un des principaux producteurs d’uranium, bien que la production ait été considérablement réduite en 2020 en raison de la pandémie de COVID-19. En 2020, la production d’uranium métal a été de 3 878 tonnes – soit une réduction de 45 % par rapport aux 6 996 tonnes produites en 2019 – et représentait environ 8 % de la production mondiale totale de cette année-là.

Le Canada est également un important fournisseur d’isotopes médicaux; les développements liés à la production d’isotopes dans les centrales nucléaires sont décrits à la section D.5.

Bien que le gouvernement du Canada n’ait pas de politique particulière concernant les PRM, il reconnaît leur potentiel et invite activement les parties intéressées à participer à l’évaluation des priorités et des défis et à éclairer les politiques concernant le développement et le déploiement des PRM au Canada. En plus du financement mentionné ci-dessus, RNCan réunit des partenaires essentiels dans le cadre du déploiement possible des PRM dans le secteur privé. Au cours de la période de référence précédente, RNCan a lancé le processus de la Feuille de route des PRM afin de mieux comprendre les points de vue des parties intéressées sur les priorités et les défis liés au développement et au déploiement possibles de PRM au Canada. Le rapport publié en novembre 2018 incluait 53 recommandations formulées à l’intention de tous les intervenants clés, notamment le gouvernement fédéral, les provinces et territoires, les municipalités, les peuples autochtones, les services publics d’électricité, l’industrie, les innovateurs, les laboratoires, le milieu universitaire et la société civile. Voir le huitième rapport national du Canada pour plus de détails.

Suivant le processus de la Feuille de route des PRM, le Plan d’action des PRM du Canada a été lancé le 18 décembre 2020. Chacun des intervenants habilitants clés a collaboré à un chapitre du Plan d’action, décrivant un ensemble concret de mesures qu’ils ont pris. Le plan d’action répond aux 53 recommandations de la Feuille de route des PRM et comprend des actions volontaires qui vont au-delà des recommandations initiales. Il complète et met en valeur les travaux en cours pour le développement et le déploiement des PRM au Canada et à l’échelle internationale en présentant les plus de 500 actions entreprises par un vaste éventail de parties intéressées en vue de saisir les occasions liées à la technologie des PRM au Canada, ainsi que l’alignement entre le gouvernement et les partenaires.

En mars 2022, 4 provinces canadiennes (l’Alberta, la Saskatchewan, l’Ontario et le Nouveau-Brunswick) ont publié un plan stratégique conjoint visant à étendre l’utilisation de l’énergie nucléaire au moyen de PRM. Ce plan prévoit un soutien continu pour le développement de 3 types de PRM, l’élaboration d’un cadre de réglementation et d’un plan de gestion des déchets, ainsi que des possibilités de participation des peuples autochtones et de mobilisation du public et une coopération avec les autorités fédérales.

Des renseignements détaillés sur des projets de PRM précis sont fournis à la section D.4. Les préparatifs de la CCSN pour la réglementation relative au déploiement possible de PRM sont décrits à l’article 8.

L’ensemble du secteur nucléaire canadien, y compris la production d’électricité, contribue pour plus de 17 milliards de dollars par année au produit intérieur brut et emploie approximativement 76 000 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 réglementaire exhaustif et rigoureux 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, élabore et met en œuvre la politique du gouvernement canadien sur l’énergie nucléaire, fournit des conseils sur la politique énergétique, ainsi que sur les cadres institutionnels, législatifs et financiers pour le secteur nucléaire au Canada et sur l’orientation stratégique liée aux activités internationales connexes (p. ex. l’harmonisation de la réglementation)
  • administre la Loi sur l’énergie nucléaire, la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire et la Loi sur les déchets de combustible nucléaire
  • assume la responsabilité globale de la gestion des déchets nucléaires historiques, pour lesquels le Canada a accepté la responsabilité
  • est responsable de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), qui établit la CCSN et est administrée par la CCSN
• Sécurité publique Canada, qui est l’autorité responsable du 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 du rayonnement 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 du Plan fédéral d’intervention d’urgence qui porte sur un événement particulier, 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 les modes aériens et maritime
• Environnement et Changement climatique Canada (ECCC), qui :
  • assure un environnement propre, sûr et durable pour les générations actuelles et futures
  • préserve, améliore et protège l’environnement naturel (eau, air, sol, flore et faune, espèces en péril et oiseaux migrateurs)
  • examine les propositions de projets nucléaires et les technologies nucléaires en tant qu’autorité en vertu de la Loi sur l’évaluation d’impact et des lois l’ayant précédée
  • fournit des informations spécialisées et expertes sur les questions environnementales liées à son mandat, notamment la qualité de l’eau et de l’air, les oiseaux migrateurs, les espèces en péril et l’évaluation écologique
• 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
• l’Agence d’évaluation d’impact du Canada, qui :
  • a la responsabilité d’appliquer la Loi sur l’évaluation d’impact (voir alinéa 7.1b))

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 du secteur 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 Loi sur l’évaluation d’impact, 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 de la population canadienne et de l’industrie et de s’acquitter des responsabilités du Canada en matière de déclassement et de gestion des déchets radioactifs. Elle applique un modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur pour la gestion de ses laboratoires nucléaires. EACL a signé un contrat avec les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) pour fournir les activités scientifiques et technologiques permettant de répondre aux besoins fédéraux fondamentaux dans le cadre du Plan de travail fédéral sur les activités de science et technologie nucléaires (voir l’appendice D.4 pour plus de détails) et soutenir le secteur nucléaire en lui donnant accès, sur une base commerciale, aux installations et à l’expertise scientifiques et technologiques. De plus, EACL conserve 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, offrant des compétences uniques qui profitent à la population canadienne 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 a commencé à investir 1,2 milliard de dollars sur 10 ans (à compter de 2014-2015) dans la revitalisation des Laboratoires de Chalk River. Ces investissements appuient la modernisation et la revitalisation du site de Chalk River pour répondre aux besoins du gouvernement du Canada et des clients commerciaux.

Les activités de revitalisation portent sur 2 domaines principaux :

• Infrastructure scientifique nouvelle et modernisée – Ces investissements font partie d’un plan à plus long terme visant à revitaliser le site de Chalk River et à construire des installations scientifiques nouvelles et modernisées en vue de créer un centre de sciences et technologies nucléaires moderne et de renommée internationale qui répond aux besoins du gouvernement et de l’industrie.
• Infrastructure de soutien du site – Des investissements immédiats permettront de renouveler les systèmes d’infrastructure et les installations vieillissantes du site de Chalk River, comme le réseau d’eau potable, les égouts pluviaux, le système de traitement des eaux usées, les systèmes électriques et autres services publics. Ces investissements sont nécessaires pour disposer d’un site satisfaisant aux exigences en matière de réglementation, de santé, de sécurité, de sûreté et d’environnement les plus récentes, ainsi que pour maintenir un site rentable et fiable qui soit viable pour l’avenir.

Les activités de planification et de conception détaillée liées à la construction du Centre de recherche avancée sur les matières nucléaires sont en cours, tandis que la démolition des bâtiments désuets et la construction de nouvelles structures non nucléaires se poursuivent.

Le Canada a signé et ratifié 7 autres conventions et traités multilatéraux liés 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 Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires

Le Canada continue d’intensifier sa coopération et son aide internationales pour améliorer la sûreté nucléaire dans le monde, grâce à la collaboration avec des partenaires internationaux. 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 accueilli les missions d’examen du SEIR (en septembre 2019; voir l’article 8) et de l’EPREV (en juin 2019; voir l’alinéa 16.1g)). Le Canada accueillera aussi la mission de suivi de l’EPREV (prévue pour juin 2023). Le Canada contribue également à l’élaboration de normes internationales en participant aux travaux de la Commission des normes de sûreté de l’AIEA et de ses comités.

Le Canada est membre actif de bon nombre d’autres organisations et forums internationaux dont l’Association internationale des organismes de réglementation nucléaire, le Groupe des cadres supérieurs des organismes de réglementation CANDU de l’AIEA, 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 de la réglementation internationale et d’échanger des renseignements et de l’expérience avec les organismes de réglementation et d’autres organisations. Des détails sur la participation de la CCSN à ces groupes sont fournis à l’alinéa 8.1g). Le Canada participe également au Forum international Génération IV (voir l’appendice D.6).

Au cours de la période de référence, le Canada a également maintenu sa participation active dans les domaines liés à la protection de l’environnement ainsi qu’à la préparation et à l’intervention en cas d’urgence, en appuyant le 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 6 des 10 provinces canadiennes sont présentées sur la carte). Sur un total de 22 réacteurs nucléaires au Canada, 19 génèrent actuellement de l’électricité. Cependant, à divers moments au cours de la période de référence, les tranches 2 et 3 de Darlington et la tranche 6 de Bruce ont été mises à l’arrêt aux fins de réfection. Des détails sont présentés à la section D.2. En outre, 2 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 se dirige vers un déclassement (voir la section D.3). L’exploitation de ces réacteurs est régie par 5 permis d’exploitation délivrés par la CCSN à 4 organisations :

• 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 : Version textuelle

Une carte de l’Ontario, du Québec et des provinces des Maritimes indique le lieu des centrales nucléaires et de leurs installations de gestion des déchets. Elle indique aussi l’état des réacteurs à chaque lieu et le type de déchets entreposés.

Centrale	Type de déchets entreposés	État des réacteurs
Pickering	Déchets radioactifs de moyenne activité, combustible usé	2 Remis en service 2 Stockage sûr 4 En activité selon la vie utile
Gentilly-2	Déchets radioactifs de moyenne activité, combustible usé	1 Stockage sûr
Point Lepreau	Déchets radioactifs de faible et de moyenne activité, combustible usé	1 Remis en service
Darlington	Déchets radioactifs de moyenne activité, combustible usé	2 En activité selon la vie utile 1 Remis en service 1 En réfection
Bruce	Déchets radioactifs de faible et de moyenne activité, combustible usé	4 Remis en service 3 En activité selon la vie utile 1 En réfection

Tableau 3 : Nombre de réacteurs à chacun des sites autorisés (et leur état pendant la période de référence)

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

Tableau D.2 Chronologie visant les centrales nucléaires du Canada

Centrale	Réacteur	Dates de l’exploitation
Pickering	1	1971–1998, 2005–aujourd’hui
Pickering	2	1971–1998
Pickering	3	1972–1998
Pickering	4	1973–1998, 2004–aujourd’hui
Pickering	5	1982–aujourd’hui
Pickering	6	1983–aujourd’hui
Pickering	7	1984–aujourd’hui
Pickering	8	1986–aujourd’hui
Gentilly-2	Sans objet	1982–2012
Point Lepreau	Sans objet	1982–2008, 2012–aujourd’hui
Darlington	1	1990–aujourd’hui
Darlington	2	1990–2017, 2021–aujourd’hui
Darlington	3	1992–2021
Darlington	4	1993–aujourd’hui
Bruce	1	1977–1998, 2013–aujourd’hui
Bruce	2	1976–1995, 2013–aujourd’hui
Bruce	3	1977–1998, 2004–aujourd’hui
Bruce	4	1978–1998, 2004–aujourd’hui
Bruce	5	1984–aujourd’hui
Bruce	6	1984–2020
Bruce	7	1986–aujourd’hui
Bruce	8	1987–aujourd’hui

Tableau D.3 Calendrier de la réfection des centrales nucléaires

Centrale	Tranche	Dates de la réfection	Date du retrait du service
Bruce	3	2023/01/01	Sans objet
Bruce	3	2026/06/30	Sans objet
Bruce	4	2025/01/01	Sans objet
Bruce	4	2027/12/31	Sans objet
Bruce	5	2026/07/01	Sans objet
Bruce	5	2029/06/30	Sans objet
Bruce	6	2020/01/17	Sans objet
Bruce	6	2023/11/05	Sans objet
Bruce	7	2028/07/01	Sans objet
Bruce	7	2031/06/30	Sans objet
Bruce	8	2030/07/01	Sans objet
Bruce	8	2033/06/30	Sans objet
Darlington	1	2022/02/15	Sans objet
Darlington	1	2025/04/18	Sans objet
Darlington	2	2020/06/04	Sans objet
Darlington	3	2020/07/30	Sans objet
Darlington	3	2024/01/02	Sans objet
Darlington	4	2023/09/15	Sans objet
Darlington	4	2026/10/16	Sans objet
Pickering	1	Sans objet	2024/09/30
Pickering	4	Sans objet	2024/12/31
Pickering	5	Sans objet	2025/12/31
Pickering	6	Sans objet	2025/12/31
Pickering	7	Sans objet	2025/12/31
Pickering	8	Sans objet	2025/12/31

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). Candu Énergie agit maintenant à titre de concepteur original et fournisseur de la technologie CANDU au Canada. Candu Énergie fait partie de SNC-Lavalin Énergie nucléaire Inc., dont les activités sont décrites dans diverses parties de ce rapport. En plus du Canada, des réacteurs CANDU sont en exploitation dans 6 autres pays. Des renseignements supplémentaires sur les conceptions des réacteurs CANDU de Candu Énergie sont fournis à l’appendice D.3. Une description détaillée des réacteurs CANDU a été fournie dans le premier et le deuxième rapport national du Canada.

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 sûre 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 au secteur nucléaire canadien. Le programme s’est élargi au cours des dernières années pour inclure plus de 30 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 (décrits à l’appendice D.2) et des 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 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 existantes

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 (SSC) 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 mettre 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, à Darlington et à Pickering, en collaboration avec la Société indépendante d’exploitation du réseau d’électricité de l’Ontario. Le permis d’exploitation de chacune de ces centrales est assorti d’une condition qui oblige le titulaire de permis à achever le PIMO.

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

Le programme de prolongation de la durée de vie de Bruce Power est divisé en 2 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 ont commencé en janvier 2020 avec la tranche 6 et se poursuivront au début de 2023 avec la tranche 3; les activités réalisées pendant ces arrêts 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 ont été 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.

Réfection de la centrale de Darlington

Le projet de réfection d’OPG à la centrale de Darlington a commencé par la tranche 2 en octobre 2016 et s’est poursuivi jusqu’en juin 2020.  Des documents d’assurance de l’achèvement ont été fournis à la CCSN pour appuyer la levée de chacun des « points d’arrêt réglementaires » de la tranche 2 et démontrer la remise en service réussie et en toute sécurité de celle-ci.

En septembre 2020, OPG a entamé les activités préparatoires pour la réfection de la tranche 3, qui visaient principalement à préparer la tranche pour la réfection, par exemple en déchargeant le combustible et en asséchant le réacteur. Les travaux de réfection de la tranche 3 devraient se poursuivre jusqu’au milieu de 2023. OPG a également entrepris la réfection de la tranche 1 en février 2022; à la fin de la période de référence, 2 tranches étaient en cours de réfection. OPG continue d’exploiter le bâtiment de traitement des déchets de retubage, où les activités de réduction du volume des déchets générés par la réfection de ses réacteurs (c.-à-d. les raccords d’extrémité des canaux de combustible, tubes de force et tubes de calandre) ont repris au milieu de 2021.

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

Les tranches 1 et 4 de la centrale nucléaire de Pickering (anciennement connues sous le nom de Pickering-A) ont été remises à neuf et remises en service en 2005 et 2003, respectivement. En 2010, les tranches 2 et 3 ont été placées dans un état de stockage sûr, ce qui signifie qu’il a fallu effectuer le déchargement du combustible et l’assèchement du réacteur, isoler ces 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.

OPG a décidé de ne pas procéder à la réfection des tranches 5 à 8 de Pickering (anciennement connues sous le nom de Pickering-B) qui comptent moins d’années de service que les tranches 1 et 4. OPG a élaboré un plan d’exploitation durable pour toutes les tranches en exploitation de la centrale de Pickering (1, 4 et 5 à 8) à l’approche de la fin de la période d’exploitation commerciale. Au cours de la période de référence précédente, dans le cadre du renouvellement du permis d’exploitation de Pickering, OPG a obtenu de la Commission l’autorisation d’exploiter la centrale jusqu’au 31 décembre 2024, suivie d’une transition vers l’état de stockage sûr à la fin de la période d’autorisation (2028). OPG est tenue d’informer la CCSN avant le 31 décembre 2022 de son intention d’exploiter toute tranche au-delà de 2024.

Voir l’introduction du huitième rapport national du Canada pour un historique plus détaillé des activités de planification et d’élaboration associées à l’approche de la fin de vie utile de Pickering.

En août 2019, OPG a évalué sa séquence d’arrêt et a déterminé que la prolongation de l’exploitation commerciale des tranches 5 à 8 de Pickering jusqu’en décembre 2025 permettrait à l’installation d’optimiser davantage la transition vers l’arrêt définitif et l’état de stockage sûr de manière efficace et en toute sécurité. En vue de prolonger l’exploitation commerciale des tranches 5 à 8, OPG réévaluera le BPS pour confirmer que la conception, l’état et l’exploitation de Pickering permettent une année supplémentaire d’exploitation commerciale. Une demande officielle de prolongation de l’exploitation sera fournie à la CCSN et devra être approuvée par la Commission.

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, prévue 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 additionnelles de stockage ont été construites afin de recevoir tout le combustible usé qui se trouvait dans la piscine. En décembre 2020, Gentilly-2 a achevé le transfert de tout son combustible irradié dans des modules CANSTOR pour un stockage à sec en toute sécurité. Les autres principales activités prévues pour cette phase sont l’établissement d’un programme d’entretien préventif, la gestion du vieillissement des SSC et la surveillance environnementale. Le combustible demeurera sur le site de Gentilly-2 jusqu’à ce qu’Hydro-Québec commence à le transférer, en 2048, vers le site déterminé par la Société de gestion des déchets nucléaires du Canada. Le transfert vers ce site devrait être achevé en 2062. Hydro-Québec prévoit le démantèlement de la centrale nucléaire entre 2057 et 2062 et l’achèvement de la remise en état du site en 2064, qui sera suivi d’une surveillance de l’environnement entre 2064 et 2074.

Compte tenu de l’avancement de cette transition, Gentilly-2 est maintenant pleinement soumise à l’examen par les pairs effectué dans le cadre de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs. Par conséquent, Gentilly-2 est complètement exclue de l’examen par les pairs associé à la CSN.

D.4 Faits nouveaux concernant les nouvelles centrales nucléaires

Cette section décrit brièvement les projets qui sont aux étapes de la planification ou de l’élaboration, ainsi que 2 projets qui ont atteint l’étape de l’autorisation. Les 2 projets de nouvelle construction à l’étape de l’autorisation sont le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington (PNCND) et le projet de PRM à Chalk River. Ils font partie du plan stratégique conjoint provincial pour les PRM, décrit ci-dessus. En plus des renseignements généraux qui suivent concernant ces projets, les mesures précises prises par la CCSN et les titulaires et les demandeurs de permis en ce qui concerne les projets de nouvelle construction sont décrites à l’alinéa 7.2(i)c) et au paragraphe 7(ii).

Au cours de la période de référence, des travaux d’élaboration ont aussi progressé relativement à d’autres projets de PRM et d’autres aspects du Plan d’action des PRM du Canada. Le Fonds stratégique pour l’innovation a accordé du financement à 2 fournisseurs de PRM pour qu’ils fassent progresser leurs conceptions en vue de l’autorisation. L’Agence de promotion économique du Canada atlantique a accordé du financement à un autre fournisseur de PRM, ainsi qu’à Énergie NB et à l’Université du Nouveau-Brunswick pour améliorer la préparation aux PRM. Bruce Power a également participé à des études de faisabilité sur les PRM. Voir l’appendice D.3.2 pour de plus amples renseignements sur ces projets.

Projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington

En août 2012, la Commission a délivré à OPG un permis de préparation de l’emplacement d’une durée de 10 ans pour le PNCND. Au cours des années suivantes, OPG a mené plusieurs travaux à long délai d’exécution afin de respecter les engagements qu’elle avait pris au moment de l’évaluation environnementale (terme utilisé lorsque la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) était en vigueur) et du processus d’autorisation. En octobre 2021, la Commission a renouvelé le permis de préparation de l’emplacement d’OPG pour une durée de 10 ans. En décembre 2021, OPG a annoncé qu’elle s’associait à GE Hitachi Nuclear Energy pour le déploiement d’un PRM utilisant la conception de réacteur BWRX-300 sur le site du PNCND. OPG a l’intention de présenter une demande de permis de construction en 2022.

Implantation d’un PRM à Chalk River

En 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 projet prévoit le déploiement d’un réacteur à haute température refroidi au gaz de 15 MW(th) utilisant la technologie de microréacteur modulaire (MRM) développée par Ultra Safe Nuclear Corporation. Le projet fait actuellement l’objet d’un examen réglementaire et d’une évaluation environnementale. Le projet devrait commencer ses activités en 2026, après la réception de tous les permis requis de la CCSN.

D.5 Production d’isotopes médicaux

La conception unique des réacteurs CANDU permet la production d’isotopes médicaux, ainsi que la production d’énergie électrique. 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.

Des isotopes de cobalt 60 sont actuellement produits dans diverses tranches CANDU. Le cobalt 60 servant à la stérilisation est le type de cobalt le plus répandu et le plus largement utilisé. L’industrie de la santé s’en sert pour la stérilisation des dispositifs médicaux tels que les fils de suture, les gants et les seringues. Bruce Power et OPG produisent du cobalt 60 de qualité médicale à Bruce et Pickering, respectivement, depuis de nombreuses années.

Le cobalt 60 de qualité médicale est utilisé dans le monde entier pour combattre le cancer et traiter des affections cérébrales complexes grâce à la radiothérapie. À Bruce, 4 tranches produisent du cobalt 60 de qualité médicale depuis 2018.

De plus, pour soutenir la production et l’approvisionnement à long terme de cobalt 60 auprès du secteur médical et d’autres industries, OPG a lancé en 2021 le projet de modifications de la production de cobalt 60 dans le but d’achever la conception détaillée des modifications du site, de l’équipement et de l’outillage, de l’approvisionnement et de l’installation pour permettre la production de cobalt 60 à Darlington. Les modifications au site de Darlington comprendront le remplacement des 16 barres de compensation en acier inoxydable du cœur par des barres de compensation de cobalt 59 (inactif) qui seront mises en exploitation en vue de leur activation sous forme de cobalt 60. Les barres de compensation de cobalt 60 seront ensuite retirées au cours d’un arrêt planifié approprié, puis transportées au moyen d’un château blindé, et enfin déchargées dans la piscine de manutention des fûts pour l’entreposage, le traitement et l’expédition hors site. Ce projet en cours implique plusieurs entreprises qui soutiennent OPG et Nordion. À l’heure actuelle, on prévoit que ce qui touche l’aspect de la conception sera achevé en 2022.

De plus, les exploitants de centrales nucléaires au Canada continuent de chercher des moyens novateurs de produire une vaste gamme d’isotopes.

En 2018, OPG a conclu un partenariat avec BWX-Technologies (BWXT) pour produire à Darlington du molybdène 99 destiné au secteur médical. Le molybdène 99 se désintègre en technétium 99m, lequel est un important isotope servant au dépistage médical. Environ 80 % des procédures de médecine nucléaire utilisent le technétium 99m pour les examens de diagnostic du cancer et des maladies cardiaques et des os. Au fil des ans, l’approvisionnement habituel en molybdène 99 a été difficile en raison d’une production peu fiable. La production fiable de molybdène 99 par OPG assurera un approvisionnement à long terme au moyen de la capture de neutrons par les cibles de molybdène naturel, tout en réduisant les préoccupations liées à la prolifération nucléaire et aux déchets nucléaires. OPG a pour objectif de lancer la production de molybdène 99 à Darlington en 2023, ce qui en fera le seul fournisseur de molybdène 99 en Amérique du Nord.

Le lutécium 177 est utilisé en thérapie ciblée par radionucléides pour traiter des tumeurs neuroendocrines et le cancer de la prostate sans toucher les cellules saines. En 2019, Bruce Power s’est associé à Isogen, une coentreprise entre Framatome et Kinectrics, pour mettre en place une solution unique en son genre permettant la production de lutécium 177 par l’irradiation de l’isotope stable, l’ytterbium 176. Ce projet novateur utilisera un système de production d’isotopes fabriqué en Ontario qui sera installé dans les réacteurs de Bruce Power pendant la réalisation du programme de prolongation de la durée de vie en cours à Bruce. Bruce Power prévoit de commencer en 2022 l’approvisionnement du marché mondial en lutécium 177.

L’autorisation des nouvelles activités de production d’isotopes médicaux à Darlington et à Bruce est décrite à l’alinéa 7.2(ii)a).

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 3 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.

Tableau 4 : Détails sur la façon dont le Canada a rempli ses obligations aux termes de la DVSN trouvés 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 3 réacteurs à l’état de stockage sûr; tous ces réacteurs sont du type CANDU et sont répartis sur 5 sites. De ce nombre, 4 sites ont un permis d’exploitation de la CCSN – Bruce, Darlington, Pickering et Point Lepreau. Au cours de la période de référence, Hydro-Québec a achevé le passage à l’état de stockage sûr de Gentilly-2 et procédera au déclassement de la centrale nucléaire, conformément au permis de déclassement de la CCSN.

Depuis plusieurs décennies, le secteur nucléaire canadien possède un excellent bilan en matière de sûreté relativement à ces sites. Au Canada, les activités de nature nucléaire menées aux centrales nucléaires sont régies par des textes de loi modernes et robustes – et principalement neutre du point de vue technologique –, assortis 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. Les titulaires de permis d’exploitation de centrales nucléaires au Canada collaborent à divers projets pour aborder les questions de sûreté et mettre en commun l’OPEX, en accordant la plus haute priorité à la sûreté à tous les niveaux de leur organisation. La CCSN et les titulaires de permis s’engagent fermement à assurer la sûreté nucléaire de façon continue et s’efforcent de l’améliorer sans cesse.

Faits saillants

Au cours de la période de référence, tous les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 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 adéquates 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. La période de référence a été l’une des plus sûres et des plus efficaces de l’histoire du programme nucléaire canadien. Il n’y a eu aucune défaillance grave des systèmes fonctionnels³ et aucun des événements d’exploitation importants pour la sûreté survenue aux centrales nucléaires canadiennes au cours de la période de référence (voir l’appendice C) ne présentait un risque important pour les personnes ou l’environnement. 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.

Au cours de la période de référence, la CCSN a continué d’apporter des améliorations au cadre de réglementation – notamment 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 (PRM) – et de l’harmoniser avec les normes internationales (tout au moins). On a profité des renouvellements de permis de centrale nucléaire pour ajouter de nouvelles normes et exigences, y compris des dispositions prévoyant leur mise en œuvre sur une période prédéterminée. Au cours de la période de référence, la pratique qui consiste à procéder à des bilans périodiques de la sûreté (BPS) sur un cycle de 10 ans, afin d’évaluer et de combler les écarts par rapport aux exigences modernes, a également été officialisée pour toutes les centrales nucléaires en exploitation. Les renouvellements de permis et les BPS sont décrits à l’article 7.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN ainsi que les évaluations du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis sont présentées chaque année à la Commission et aux parties intéressées dans le cadre du Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada (voir l’alinéa 7.2(iii)b) pour plus de renseignements). 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. Au cours des dernières périodes de référence, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont continué de démontrer qu’ils respectaient la grande majorité des exigences et ils ont pris des mesures efficaces et opportunes pour traiter les cas de non-conformité relevés (lesquels étaient généralement de nature mineure).

Dans le cadre des exigences de la CCSN, des exercices d’urgence de grande envergure ont lieu tous les 3 ans pour démontrer l’état de préparation général à une urgence nucléaire hautement improbable, en plus des entraînements et des exercices effectués sur une base régulière (voir l’article 16 pour plus de détails). Le Canada démontre également son engagement à l’égard des évaluations par les pairs et des améliorations, notamment en accueillant des missions d’examen internationales (dont il est question ci-dessous) et en participant en tant que chef de file et examinateur à des missions dans d’autres pays.

La Commission mène ses activités de réglementation dans le cadre d’audiences et de réunions publiques et, le cas échéant, elle le fait dans les collectivités où les activités réglementées ont lieu. Les peuples autochtones ainsi que d’autres membres du public peuvent participer à la plupart des séances publiques au moyen de mémoires ou d’exposés oraux. Il est également possible de visionner les audiences et les réunions de la Commission au moyen de webdiffusions en direct, et des transcriptions des réunions et des audiences publiques sont aussi disponibles. Les webdiffusions sont archivées sur le site Web de la CCSN pendant au moins 3 mois après la séance, et les transcriptions sont disponibles pendant environ 2 ans après les séances. Tous les rapports sur les résultats ministériels du gouvernement du Canada, y compris ceux de la CCSN, sont accessibles dans le cadre de la divulgation proactive. Au cours de la prochaine période de référence (2022), le personnel de la CCSN travaillera à rendre les données sur la conformité et les permis plus disponibles.

Un certain nombre de questions communes ont émergé des discussions des groupes de pays de la CSN lors de la septième réunion d’examen. Une brève description de ces questions est fournie ici, y compris les références aux sections applicables de ce rapport où ces points sont abordés.

Culture de sûreté

Le Canada continue d’encourager activement une saine culture de sûreté pour influencer positivement le rendement en matière de sûreté des individus et des entreprises. Le
REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté de la CCSN établit les exigences et l’orientation à l’intention des titulaires de permis afin qu’ils favorisent une saine culture de la sûreté et qu’ils mènent des évaluations de la culture de la sûreté qui s’appuient sur les 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire de l’INPO/WANO (voir l’article 10 et l’alinéa 13a) pour plus de détails). La CCSN favorise aussi la culture de sûreté réglementaire et a effectué ses propres autoévaluations. De plus amples renseignements sont fournis à l’article 10.

Examens internationaux par les pairs

Le Canada continue d’intensifier sa coopération et son aide internationales pour améliorer la sûreté nucléaire dans le monde, grâce à la collaboration avec des partenaires internationaux. Le Canada participe activement aux activités réalisées par l’AIEA et soutient pleinement les missions d’examen par des pairs qu’elle mène, ainsi que les missions de la WANO. Des détails sur la tenue de missions au Canada par le Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et le Service d’examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV) de l’AIEA sont fournis aux alinéas 8.1e) et 16.1g), respectivement.

Cadre juridique et indépendance de l’organisme de réglementation

Comme indiqué ci-dessus et détaillé à l’article 7, le cadre de réglementation de la sûreté nucléaire au Canada est complet, rigoureux et adapté aux besoins évolutifs. La CCSN est un organisme de réglementation pleinement développé et bien établi. Des systèmes bien élaborés d’autorisation, de vérification de la conformité et d’application de la loi sont 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 jouit d’une indépendance de facto à l’égard des titulaires de permis ainsi que du gouvernement, mais elle utilise aussi d’autres moyens pour s’assurer de prendre des mesures et des décisions autonomes et éclairées, comme décrit à l’article 8.

Ressources financières et humaines

La CCSN est financée par le gouvernement du Canada au moyen d’autorisations parlementaires et législatives. Ces dernières comprennent une autorisation de dépenser permettant à la CCSN de dépenser les revenus issus des droits de permis. Cela est combiné au pouvoir légal de la CCSN de conserver son propre personnel, ce qui lui permet d’embaucher et de former librement un nombre suffisant de personnes pour effectuer les travaux de réglementation nécessaires. Les titulaires de permis et d’autres organisations industrielles et gouvernementales sont également bien établis et financés. Ces organisations et la CCSN disposent de vastes programmes d’embauche, de maintien en poste, de formation et de gestion du personnel. Pour plus de détails, veuillez consulter les articles 8 et 11.

Gestion des connaissances

La gestion et le maintien des connaissances demeurent des domaines nécessitant une grande attention de la part des titulaires de permis de centrales nucléaires. Il existe différents plans de gestion des connaissances et d’atténuation pour les rôles cruciaux et « exposés au risque », comme décrit à l’alinéa 11.2b). L’alinéa 8.1c) décrit les dispositions relatives à la gestion des connaissances à la CCSN.

Chaîne d’approvisionnement

Au Canada, les titulaires de permis doivent tenir à jour 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. Voir l’alinéa 13b) pour de plus amples renseignements à ce sujet.

Gestion de la sûreté des installations nucléaires vieillissantes et prolongation de la durée de vie des centrales

Les centrales nucléaires canadiennes disposent de programmes de gestion du vieillissement bien élaborés pour les structures, les systèmes et les composants (SSC) qui sont sujets à la dégradation au fil du temps. Ces programmes prévoient des inspections et des évaluations pour s’assurer que tous les SSC importants pour la sûreté sont maintenus dans les limites d’exploitation sûres établies. Les titulaires de permis examinent et mettent à jour régulièrement les programmes, et le personnel de la CCSN examine les résultats des activités de programme. Voir l’alinéa 14(ii)b) pour de plus amples renseignements à ce sujet. Plusieurs réacteurs aux centrales nucléaires ont également fait l’objet d’importants projets de prolongation de la durée de vie. Les activités de prolongation de la durée de vie utile effectuées dans une centrale nucléaire sont établies au moyen d’un bilan périodique de la sûreté (BPS) et documentées dans un plan intégré de mise en œuvre (PIMO). Voir la section D.2 pour de plus amples renseignements à ce sujet.

Préparation aux situations d’urgence

Le Canada dispose d’un cadre bien élaboré pour la gestion des urgences, dont les responsabilités sont partagées et assumées de manière appropriée par les titulaires de permis, la CCSN et les autorités gouvernementales fédérales et provinciales. Il existe à tous les niveaux des plans d’urgence bien établis qui sont intégrés et testés au moyen d’entraînements et d’exercices. Ces activités conduisent à des améliorations continues, ainsi qu’à des examens plus formels, telles que la mission EPREV décrite ci-dessus. Des détails sont fournis à l’article 16. De plus, les titulaires de permis tiennent à jour des programmes de gestion des accidents et ont mis en œuvre des améliorations pour donner suite aux leçons tirées de Fukushima, comme décrit au paragraphe 19(iv) et dans les rapports précédents du Canada au titre de la CSN.

Consultation des parties intéressées et communication avec elles

La CCSN dispose de mécanismes de consultation bien établis et variés avec les parties intéressées, mécanismes qu’elle s’efforce continuellement d’améliorer. La CCSN a mis en place le Programme de financement des participants (PFP) pour permettre au public et aux Nations et communautés autochtones de participer aux séances et aux décisions de la Commission lorsque cela serait impossible autrement. La CCSN et les titulaires de permis mènent également des activités dynamiques de relations externes et de divulgation et communiquent avec leur éventail de parties intéressées, par l’entremise de moyens adaptés aux divers publics. Au cours de la période de référence, la CCSN et les titulaires de permis ont aussi fait des progrès considérables pour que les membres du public aient facilement accès aux documents et aux rapports en ligne. Des détails sont fournis à l’alinéa 8.1f) pour la CCSN, et l’alinéa 9c) pour les titulaires de permis.

D’autres questions abordées au cours de la période de référence sont traitées ci-dessous dans la section relative aux enjeux et aux suggestions pour le Canada issus des réunions d’examen précédentes.

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 2 des enjeux pour le Canada issus de la sixième réunion d’examen restaient ouverts, et a ciblé 3 nouveaux enjeux et 1 suggestion. En raison de la pandémie de COVID-19, la huitième réunion d’examen n’a pas eu lieu comme prévu initialement. Par conséquent, 2 enjeux et 1 suggestion issus des sixième et septième réunions d’examen restent ouverts pour le Canada. Les sections qui suivent décrivent les faits saillants des activités entreprises 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 mise à jour des Critères génériques et niveaux opérationnels d’intervention pour la planification et les interventions en cas d’urgences nucléaires.

L’objectif principal de ce document était de fournir des directives actualisées pour 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, et de les aligner sur les dernières recommandations de l’AIEA et de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). Voir l’alinéa 16.1a) pour plus de détails.

Les activités prévues pour donner suite 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 confirmer son acceptabilité publique

En décembre 2020, Santé Canada a publié les Directives sur la planification du rétablissement à la suite d’une urgence nucléaire ou radiologique. Ce document fournit des directives sur l’établissement de l’acceptabilité publique de toute mesure prise pendant la phase de rétablissement à la suite d’une urgence nucléaire réelle, 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. Des mesures supplémentaires pour la phase de rétablissement au niveau fédéral sont indiquées dans le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN; voir l’annexe 16.1e).

Les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 6RE E-3 sont terminées. Le Canada recommande de clore cet enjeu.

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, la CCSN a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et le Règlement sur la radioprotection afin de tenir compte des leçons tirées de l’accident 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 achevé la transition vers le cadre de réglementation amélioré pour l’examen, la révision et l’élaboration continus des documents d’application de la réglementation visant les centrales nucléaires existantes et les projets de nouvelle construction, y compris les technologies de PRM. Voir l’alinéa 7.2(i)b) pour plus de détails.

Les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 7RE E-1 sont terminées. 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

Le processus de réglementation qu’il convient de suivre pour mettre fin à l’exploitation commerciale d’une centrale nucléaire est exposé dans le REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium de la CCSN. La CCSN exige que le titulaire de permis élabore un plan pour la fin d’exploitation de l’installation qui facilite la transition de l’état d’arrêt à un état stable. La CCSN applique cette approche pour Pickering – la seule centrale nucléaire à tranches multiples au Canada qui approche actuellement de la fin de son exploitation commerciale – et la documente dans le Manuel des conditions de permis de Pickering.

Le document REGDOC-2.11.2, Déclassement de la CCSN contient de l’orientation et des exigences réglementaires supplémentaires relatives aux activités de préparation au déclassement, notamment en ce qui concerne la transition de l’installation de l’état d’exploitation commerciale au déclassement. Voir l’alinéa 7.2(ii)e) pour plus de détails.

Les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 7RE E-3 sont terminées. Le Canada recommande de clore cet enjeu.

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 septième rapport national et présenter un rapport à ce sujet lors de la huitième réunion d’examen

Les questions de sûreté de catégorie 3 relatives aux CANDU (QSC) sont celles identifiées comme préoccupantes au Canada; des mesures sont en place pour maintenir les marges de sûreté, mais leur pertinence doit être confirmée. Au cours de la période de référence, aucune nouvelle QSC de catégorie 3 n’a été ouverte.

Les QSC de catégorie 3 restantes sont séparés en 2 groupes. À la fin de la période de référence, il restait 3 QSC de catégorie 3 liées aux accidents de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB). La CCSN a accepté la demande de Bruce Power de les reclasser; les autres titulaires de permis font le suivi en conséquence. De plus, les titulaires de permis élaborent également une approche analytique composite pour étudier les QSC de catégorie 3 liées aux APRPGB. Dans l’autre groupe, les QSC de catégorie 3 restantes sont appelées « questions non liées à un APRPGB »; elles sont liées à la validation du code informatique et du modèle de centrale et à la rupture d’une conduite à haute énergie. Le personnel de la CCSN a reclassé la QSC liée à la validation des codes dans la catégorie 2 en 2020. La QSC liée à la rupture d’une conduite à haute énergie reste dans la catégorie 3 uniquement pour les tranches 1 et 4 de Pickering. La CCSN surveille les résultats des inspections approfondies à Pickering dans le cadre du suivi de la reclassification conditionnelle de cette QSC.

Les activités prévues pour traiter la suggestion 7RE S-1 ont été achevées au cours de la période de référence, et les quelques QSC de catégorie 3 restantes sont sur le point d’être reclassées pour toutes les centrales nucléaires. Comme le Canada rend toujours compte des progrès relatifs aux QSC dans ses rapports de la CSN, le Canada recommande que cette suggestion soit close.

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 CSN. Elle présente 3 principes relatifs à la mise en œuvre de l’objectif de la CSN 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 national 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 du Canada 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 retenues de l’accident de Fukushima et d’autre expérience d’exploitation. L’article 7 présente plus de renseignements à ce sujet. Ceci satisfait au troisième principe 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 premier principe 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 analyses de la sûreté et des rapports d’analyse de la sûreté actualisés 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 centrales nucléaires 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 et les titulaires de permis ont instauré la réalisation de BPS sur un cycle de 10 ans, ce qui renforcera l’adoption systématique d’améliorations en matière de sûreté aux centrales nucléaires à mesure de l’évolution des exigences (voir l’article 7 pour plus de renseignements).

Résumé d’autres améliorations à la sûreté

En plus de donner suite aux enjeux et à la suggestion toujours en vigueur depuis les réunions d’examen précédentes, 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 la tranche 2 et le début de la réfection de la tranche 3 de Darlington
• 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
• le remplacement des pompes à incendie au diesel, ainsi que l’installation d’un système portatif de chauffage, de ventilation, de conditionnement d’air et de filtration pour la salle de commande auxiliaire à Point Lepreau
• la mise à jour du BPS pour l’exploitation prolongée de Pickering et son PIMO
• l’achèvement du BPS pour Bruce-A et Bruce-B et la gestion des biens
• des améliorations continuent 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 du site

L’annexe 18(i) comprend des listes détaillées des modifications apportées aux centrales de Darlington, de Pickering, de Bruce-A, de Bruce-B et de Point Lepreau pour répondre aux accidents hors dimensionnement et aux accidents graves et les atténuer.

La majorité des améliorations à la sûreté prévues pour la prochaine période de référence sont associées aux projets de réfection mentionnés ci-dessus, alors que les travaux se poursuivent sur les tranches mentionnées et que les travaux commencent sur d’autres tranches.

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. Pour l’échéancier de mise à l’arrêt, il peut être tenu 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 existantes

Le Canada compte 19 réacteurs nucléaires de puissance en exploitation et 3 réacteurs en état de stockage sûr; tous ces réacteurs sont du type CANDU et étaient en exploitation lorsque la Convention est entrée en vigueur au Canada. Ils sont situés sur 5 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 l’aligner sur les normes internationales. La transparence du processus de réglementation au Canada (voir l’article 7) contribue à ce que les décisions réglementaires soient 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 mobilisées. Le programme de conformité réglementaire comporte des évaluations exhaustives du rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires en exploitation, mesuré par rapport au cadre de réglementation, et permet de s’assurer que toutes les mesures voulues sont prises pour maintenir le risque associé aux centrales nucléaires existantes à un niveau raisonnable.

La CCSN – l’organisme de réglementation nucléaire au Canada – est solidement établie et bien rodée, comme il est décrit à l’article 8. Les articles 9 et 10 expliquent comment les titulaires de permis de centrales nucléaires 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, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’autres membres de l’industrie 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) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et par 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 autres activités sur la scène internationale, comme l’élaboration des normes de l’AIEA, renforcent ces dispositions.

Évaluations et améliorations de la sûreté

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 pour toutes les centrales nucléaires canadiennes. Depuis la délivrance des permis initiaux, les titulaires de permis et la CCSN ont continué d’effectuer des évaluations de vaste portée qui reflètent les exigences modernes, y compris la mise à jour des rapports d’analyse de la sûreté et des études probabilistes de sûreté (EPS). Comme indiqué aux alinéas 14(i)c) et 14(i)d), les titulaires de permis de centrales nucléaires 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.

En outre, les titulaires de permis de centrales nucléaires effectuent des bilans périodiques de la sûreté (BPS) tous les 10 ans. Ces exercices comprennent des évaluations exhaustives et systématiques des conditions des centrales par rapport aux codes, aux normes et aux pratiques modernes (voir l’alinéa 14(i)b)). Des évaluations de la sûreté supplémentaires ont aussi été menées après que des incidents d’importance soient survenus et lorsque l’expérience en exploitation nationale et internationale le justifiait (p. ex., les leçons tirées de l’accident de Fukushima).

Les titulaires de permis et la CCSN ont également effectué plusieurs vérifications détaillées en appui aux opérations courantes. Les titulaires de permis 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 auprès de chaque titulaire 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. Aucun permis de centrale nucléaire n’a été renouvelé 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 la sûreté et l’EPS mentionnées ci-dessus. L’alinéa 14(i)a) fournit des renseignements sur l’évaluation des demandes de renouvellement de permis et l’alinéa 7.2(ii)d), sous « Renouvellement de permis et mise à jour du fondement d’autorisation », présente des renseignements sur la mise en œuvre des nouvelles exigences.

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 ils ont renforcé la sûreté de manière progressive sur leurs sites (certains exemples sont donnés à l’annexe 18(i)). Les BPS des titulaires de permis permettent de cerner les améliorations à apporter à la sûreté, lesquelles se reflètent dans les plans intégrés de mise en œuvre (PIMO). L’alinéa 14(i)b) présente les résultats des BPS des titulaires de permis.

Le Canada s’est engagé à respecter la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN) de 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 deuxième principe 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 répertorier les améliorations de la sûreté destinées à atteindre les objectifs de la DVSN. Les améliorations de 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 donné lieu à 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)g).

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^{Note de bas de page 3} n’est survenue aux centrales nucléaires au cours de la période de référence. En outre, les mesures prises par les titulaires de permis en réponse aux événements ont permis de corriger toutes les lacunes et d’éviter qu’elles ne se répètent. On trouve à l’annexe 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 (p. ex., des sanctions administratives pécuniaires ou des poursuites) à l’endroit des centrales nucléaires canadiennes. Toutefois, des ordres ont été émis à l’encontre de Bruce, de Darlington et de Pickering les obligeant à obtenir l’autorisation de la Commission avant de redémarrer des tranches qui n’ont pas été remises à neuf, comme il est décrit au paragraphe 7.2(iv).

Conclusion

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

Partie B
Législation et réglementation

La partie B du chapitre III comprend les 3 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.

La section C du chapitre I fournit une description générale de la politique nucléaire du Canada.

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 règlements 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)).

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 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 des 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)).

Le Canada poursuit l’examen et la révision du cadre législatif et réglementaire pour veiller à ce qu’il soit à la fois rigoureux et suffisamment souple pour tenir compte des nouvelles technologies (comme les petits réacteurs modulaires), tout en garantissant le maintien de la sûreté. Cela est rendu possible grâce, entre autres, à des exigences axées sur le rendement, à la participation des parties intéressées, à des analyses de l’environnement, à des recherches liées à la réglementation et à la familiarisation des demandeurs de permis éventuels avec les éléments du cadre, comme les exigences et le processus d’autorisation. Ces dispositions sont décrites plus en détail dans les paragraphes suivants et à l’article 8.

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 2 parties : la composante tribunal (ci-après appelée la « Commission ») et le personnel de l’organisme.

La Commission est un tribunal administratif quasi judiciaire indépendant^{Note de bas de page 4} et 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 7 commissaires permanents nommés à titre inamovible par le gouverneur en conseil pour des mandats ne dépassant pas 5 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 Commission 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
  • 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 (avec l’approbation du gouverneur en conseil) qui régissent ces installations et de délivrer, modifier, suspendre et révoquer des permis qui énoncent les 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 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)
• 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 Nations et communautés 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, dont Affaires mondiales Canada, de qui relèvent les conventions et accords internationaux de même que les relations bilatérales et multilatérales du Canada, et Ressources naturelles Canada, qui dirige certains dossiers internationaux ayant une orientation politique (voir le paragraphe C.2 de l’introduction pour obtenir d’autres renseignements).

7.1b) Autres textes de loi

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)
• Loi sur l’évaluation d’impact
• 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 de 1992 sur le transport des marchandises dangereuses
• Loi sur les explosifs
• Loi sur les mesures d’urgence
• Loi sur la gestion des urgences
• Loi sur le terrorisme nucléaire

La Loi sur l’évaluation d’impact (LEI) a remplacé la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) au mois d’août 2019. Elle porte sur la durabilité et tient compte des conséquences, positives et négatives, que certains projets ont sur l’environnement, la santé, la société et l’économie.

En vertu de la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire, l’exploitant d’une centrale nucléaire est tenu de payer jusqu’à un milliard de dollars pour des dommages civils résultant d’un accident survenu dans sa centrale. Par ailleurs, la Loi donne au gouvernement du Canada le droit d’établir un tribunal au besoin afin d’accélérer et de régler de manière efficace et équitable les réclamations.

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 le dédoublement des activités 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 (EDSC), 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 et Changement climatique Canada (ECCC) et par des organismes provinciaux. 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 ECCC, conformément à la Loi canadienne sur la protection de l’environnement (1999).

7.2 Dispositions du cadre législatif et réglementaire

En plus de la LSRN et d’autres lois, le cadre législatif et réglementaire canadien comprend les règlements d’application de la LSRN, les documents d’application de la réglementation de la CCSN ainsi que les codes et normes de l’industrie, les systèmes d’autorisation, d’inspection et d’évaluation, de même que les pouvoirs permettant de faire respecter les exigences. Ces éléments sont administrés dans le cadre d’une approche réglementaire axée sur le rendement et tenant compte du risque, qui constitue le fondement de la sûreté des centrales nucléaires, tout en demeurant souple pour s’adapter aux circonstances changeantes et à l’innovation. Les aspects du cadre législatif et réglementaire qui se rapportent précisément aux nouvelles technologies, notamment les PRM, sont examinés aux paragraphes 7.2(i) et 7.2(ii).

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

La LSRN, au moyen des conditions de permis, permet l’élaboration d’une série d’exigences, y compris des normes et des documents d’application de la réglementation. L’approche adoptée au Canada pour établir des exigences dans les règlements et les documents d’application de la réglementation n’est habituellement pas normative, c’est-à-dire que la CCSN établit des exigences réglementaires générales et objectives axées sur le rendement, et les demandeurs et titulaires de permis de centrales nucléaires élaborent des mesures particulières afin d’y répondre. La CCSN prescrit des exigences particulières lorsque cela est nécessaire.

Au cours de la période de référence, la CCSN a examiné les répercussions possibles de l’utilisation des technologies perturbatrices, novatrices et émergentes (TPNE) sur le cadre de réglementation. Le personnel de la CCSN a conclu que la LSRN, les règlements, les documents d’application de la réglementation (REGDOC) et les normes de l’industrie étaient neutres, et donc adaptés à l’utilisation éventuelle des TPNE. L’examen a nécessité une participation importante des parties intéressées. Au cours de la période de référence, la CCSN a également actualisé son approche pour analyser les politiques de réglementation et mettre à jour les REGDOC afin de tenir compte des TPNE. Outre l’incidence de ces technologies, la CCSN a aussi lancé des projets de recherche sur l’incidence de la fusion et de l’intelligence artificielle sur le cadre de réglementation.

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 des instruments de réglementation. La toute dernière mise à jour apportée à ce plan couvre la période allant de 2019 à 2024 et décrit les règlements et les REGDOC que la CCSN élaborera ou modifiera durant cette période. Ce plan permet de prévoir de manière efficace les ressources et d’établir plus précisément les calendriers des projets qu’englobe le cadre de réglementation. La CCSN met à jour son plan du cadre de réglementation à long terme 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 l’article 44 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 Commission.

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 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
• Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires 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 expliquent comment se conformer aux exigences législatives de manière non normative. 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 pour le 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 visant à promouvoir et à soutenir une culture de sûreté (voir l’article 10).

Les modifications au Règlement sur la radioprotection prévoyaient 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, sans lien avec l’accident nucléaire de Fukushima, ont été apportées au Règlement sur la radioprotection en 2020. Pour plus de renseignements, voir l’article 15.

Les règlements pris en vertu de la LSRN conviennent généralement à la réglementation des PRM, mis à part le Règlement sur la sécurité nucléaire, qui est de nature plus normative. La CCSN s’affaire à l’heure actuelle à mettre au point les modifications qui seront apportées au Règlement sur la sécurité nucléaire, lesquelles sont davantage axées sur le rendement.

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 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 des attentes, un niveau d’intérêt et un point de vue 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.

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 attentes, dont plusieurs se rapportent aux centrales nucléaires. Bon nombre des révisions visaient des documents d’application de la réglementation existants :

• REGDOC-1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires
• REGDOC-1.2.1, Orientation sur la caractérisation des emplacements de dépôts géologiques en profondeur
• REGDOC-1.4.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Installations nucléaires et équipement réglementé de catégorie II
• REGDOC-1.5.1, Guide de présentation d’une demande : Homologation des appareils à rayonnement ou de l’équipement réglementé de catégorie II, version 1.1
• REGDOC-1.6.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement
• REGDOC-1.6.2, Programmes de radioprotection pour les permis de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement, version 2
• REGDOC-2.1.1, Système de gestion
• REGDOC-2.2.1, Facteurs humains
• REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires
• REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3
• REGDOC-2.2.5, Effectif minimal
• REGDOC-2.4.3, Sûreté-criticité nucléaire, version 1.1
• REGDOC-2.5.7, Conception, essais et rendement des appareils d’exposition, version 1.1
• 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
• REGDOC-2.8.1, Santé et sécurité classiques
• REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.2
• REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada
• 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 le stockage définitif des déchets radioactifs, version 2
• REGDOC-2.11.2, Déclassement
• REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III, version 2.1
• REGDOC-2.14.1, Information intégrée par renvoi dans le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) du Canada, tome I, version 2
• REGDOC-3.1.3, Exigences relatives à la production de rapports pour les titulaires de permis de déchets de substances nucléaires, les installations nucléaires de catégorie II et les utilisateurs d’équipement réglementé, de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement
• REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones, version 1.1
• REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées
• REGDOC-3.5.2, Conformité et application de la loi, tome II : Ordres donnés en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• 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 2.1
• REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation, version 2
• REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN

La CCSN a maintenant établi une série de REGDOC pour couvrir efficacement ses domaines de sûreté et de réglementation (DSR) dans les centrales nucléaires. Les 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 3 principaux domaines fonctionnels : la gestion, les installations et l’équipement, et les processus de contrôle de base. 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.

La transition vers le cadre de réglementation amélioré dont il est question à l’enjeu 7RE E-2 est terminée. En particulier, la publication des 2 documents sur la radioprotection (REGDOC-2.7.1 et REGDOC-2.7.2, tomes I et II) a permis d’intégrer la majorité des anciens documents d’application de la réglementation qui n’avaient pas encore été convertis à la nouvelle structure. Le cadre de réglementation de la CCSN fait continuellement l’objet d’un examen et d’une mise à jour. 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 5 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). De plus, comme le paragraphe 7.2(i) le mentionne, au cours de la période de référence, la CCSN a également modifié son approche pour mettre à jour les REGDOC afin de prendre en compte les technologies perturbatrices, novatrices et émergentes.

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’OPEX et d’orientation aux niveaux national et international.

Une liste des principaux documents d’application de la réglementation de la CCSN qui s’appliquent aux titulaires de permis de centrales nucléaires existantes et aux projets de construction de nouvelles centrales nucléaires, dans le contexte du champ d’application de la Convention, est présentée à l’annexe 7.2(i)b).

La CCSN 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.

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. Les normes de l’AIEA établissent des objectifs de sûreté et des exigences générales applicables à toutes les conceptions de réacteur, c’est-à-dire qu’elles sont neutres sur le plan technologique. Au cours de la période de référence, la partie du cadre de réglementation canadien ayant trait aux centrales nucléaires a évolué de façon à être 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) présente de nombreux exemples de renvoi aux normes de l’AIEA dans les documents de la CCSN (et aux normes du Groupe CSA).

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. Des 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 5 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 rapidement une rétroaction de la part du public concernant les politiques et les approches qu’elle propose. Par la suite, elle analyse cette rétroaction et en tient compte afin de pouvoir déterminer le type et la nature des exigences et des éléments d’orientation à émettre. L’usage 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 leurs opinions sur les initiatives en matière de réglementation. Les 4 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-21-01, Commission canadienne de sûreté nucléaire : examen des rapports de surveillance réglementaire
• DIS-21-02, Modifications proposées au Règlement sur la sécurité nucléaire
• DIS-21-03, Cybersécurité et protection des renseignements numériques

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 REGDOC de la CCSN.

Au cours de la période de référence, les entreprises du secteur nucléaire, la CCSN et le Groupe CSA ont continué de 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. Il convient de souligner que toutes les normes sont publiées en anglais et en français. Toutefois, les dates de publication peuvent ne pas correspondre en raison des délais de traduction :

• N290.9:F19, Programmes de fiabilité et d’entretien des centrales nucléaires (nouvelle norme), Groupe CSA
• N290.4:F19, Exigences relatives aux systèmes de contrôle des réacteurs des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N285.4:F19, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition), Groupe CSA
• N290.15:F19, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N288.4:F19, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium (nouvelle édition), Groupe CSA
• N287.4:F19, Exigences relatives à la construction, à la fabrication et à l’installation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N285.8-F15 (C2020), Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (modification), Groupe CSA
• N285.5-F18, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition), Groupe CSA
• N294:F19, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N288.2:F19, Lignes directrices pour le calcul des conséquences radiologiques pour le public d’un rejet aérien de matières radioactives associé aux accidents de réacteurs nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N290.17-F17 (C2022), Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (modification), Groupe CSA
• N299.1:F19, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 1 (nouvelle édition), Groupe CSA
• N299.3:F19, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 3 (nouvelle édition), Groupe CSA
• N292.1-F16 (C2021), Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives (modification), Groupe CSA
• N299.2:F19, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 2 (nouvelle édition), Groupe CSA
• N299.4:F19, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires – catégorie 4 (nouvelle édition), Groupe CSA
• N289.3:F20, Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N288.1:F20, Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N287.5:F20, Exigences relatives aux vérifications et aux essais des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N289.2:F21, Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N1600:F21, Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N285.7:F21, Inspection périodique des systèmes et des composants complémentaires des centrales nucléaires CANDU (nouvelle édition), Groupe CSA
• N286.0.1:F21, Commentaire sur la N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N290.20:F21, Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires (nouvelle norme), Groupe CSA
• N289.5-F12 (R2017), Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires (modification), Groupe CSA
• N290.11:F21, Exigences relatives à la capacité d’évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N292.8:F21, Caractérisation des déchets radioactifs et du combustible irradié (nouvelle norme), Groupe CSA
• N285.4:F19, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (modification), Groupe CSA
• N290.7:F21, Cybersécurité pour les centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N285.8:F21, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (nouvelle édition), Groupe CSA
• N293S1:F21 (C2022), Supplément #1 à N293-12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (application aux petits réacteurs modulaires) (supplément), Groupe CSA
• N287.6:F22, Exigences relatives aux essais pré opérationnels de pressurisation et de débit de fuite des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N289.4:F22, Procédures d’essais de qualification parasismique des structures, systèmes et composants de centrales nucléaires (nouvelle édition), Groupe CSA
• N288.6:22, Environmental risk assessments at nuclear facilities and uranium mines and mills (nouvelle édition) (pas encore traduite), Groupe CSA
• N290.8-F15 (C2020), Spécifications techniques visant les composants de centrales nucléaires (modification), Groupe CSA
• N288.0:22, Environmental management of nuclear facilities: Common requirements of the CSA N288 series of Standards (nouvelle norme) (pas encore traduite), Groupe CSA
• N288.5:22, Effluent and emission monitoring programs at nuclear facilities (nouvelle édition) (pas encore traduite), Groupe CSA
• N292.7:F22, Stockage définitif dans des formations géologiques en profondeur de déchets radioactifs et de combustible irradié (nouvelle norme), Groupe CSA
• N285.4:F19, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (modification), Groupe CSA

Les normes du Groupe CSA ayant trait aux centrales nucléaires, dans le contexte du champ d’application de la Convention, sont énumérées dans le tableau de l’annexe 7.2(i)b), qui donne de nombreux exemples de renvoi aux normes de l’AIEA dans les normes du Groupe CSA.

Cadre de réglementation s’appliquant aux nouvelles centrales nucléaires

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 réalisation 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 additionnelles 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

Bon nombre des améliorations apportées au cadre de réglementation qui sont décrites ci-haut tiennent compte de leur applicabilité aux PRM et aux technologies de réacteurs avancés. D’autres renseignements concernant le cadre de réglementation applicable 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).

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 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 de servir de principes directeurs pour le cadre de réglementation canadien, tant pour les centrales nucléaires actuelles que pour les projets de nouvelle centrale. La série de 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, et renvoient aussi à d’autres publications de l’AIEA comme documents à l’appui.

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. »

Selon le paragraphe 24(1) de la LSRN, la Commission peut établir plusieurs catégories de licences et de permis pour les activités réglementées, ainsi que la durée de chaque licence ou permis. Aux termes du paragraphe 24(2), la Commission peut délivrer, renouveler, suspendre, modifier, révoquer ou remplacer une licence ou un permis, et en vertu du paragraphe 24(5), les licences et les permis peuvent être assortis des conditions que la Commission estime nécessaires à l’application de la LSRN, notamment le versement d’une garantie financière.

Le programme de délivrance de permis de la CCSN est administré en collaboration avec des ministères et organismes fédéraux et provinciaux qui œuvrent, par exemple, dans les domaines de la santé, de l’environnement, de la consultation des groupes 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 en matière d’autorisation en consultation avec tout ministère ou organisme du gouvernement fédéral ayant des responsabilités indépendantes mais liées à celles de la CCSN.

Selon le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui s’applique aux centrales nucléaires, un permis doit être délivré pour chacun des 5 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^{Note de bas de page 5}

Si les renseignements demandés figurent dans les demandes de permis, la Commission peut, à sa discrétion, et conformément au paragraphe 24(4) de la LSRN, 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.

Ces délais (déterminés à partir de la somme des expériences pertinentes 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, 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 à l’appui du projet
• la qualité de la construction et de la mise en service des installations et le respect des délais à cet égard

Les réacteurs en exploitation dont il est question dans le présent rapport sont répartis dans 5 sites différents, chacun régi par un permis de la CCSN. Bruce, Darlington et Pickering ont chacun 1 permis unique pour une installation autorisée à exploiter plusieurs réacteurs, tandis que la centrale de Point Lepreau a 1 permis l’autorisant à exploiter un seul réacteur et que Gentilly-2 (qui ne fait pas l’objet d’une attention particulière dans le présent rapport) possède un permis l’autorisant à déclasser le réacteur de puissance qui se trouve sur son site. Adjacent au site de Darlington actuellement en exploitation, qui compte 4 réacteurs, se trouve le site de la nouvelle centrale nucléaire de Darlington qui est autorisée en vertu d’un permis de préparation de l’emplacement. Le promoteur du projet de PRM à Chalk River a présenté une demande de permis de préparation de l’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.

Le processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, en commençant par la demande de permis.

Vient ensuite une évaluation technique ou un examen de l’environnement, selon le type de demande de permis. Les prochaines étapes sont une audience publique, suivie de la décision de la Commission, puis de la vérification de la conformité et des activités de surveillance du rendement futures. Les Autochtones et le public sont invités à participer tout au long du processus, et l’environnement est surveillé en continu.

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.

Tableau 5 : Type de permis dans les règlements

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

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 contiennent des renseignements supplémentaires et des critères (p. ex., 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 ce qu’il faudrait faire pour répondre aux exigences des règlements pertinents pris en vertu de la LSRN.

Tableau 6 : REGDOC fournissant une orientation à l’égard des demandes de permis

No du document	Titre	Publié
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.1	Février 2022
REGDOC-1.1.2	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une installation dotée de réacteurs	Août 2019
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	Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires	Août 2019

Les REGDOC-1.1.1 et REGDOC-1.1.3 sont décrits plus en détail aux alinéas 7.2(ii)b) et 7.2(ii)d), respectivement. L’évaluation par la CCSN des demandes de permis au cours de la période de référence par rapport à l’orientation contenue dans ces 2 documents est décrite à l’alinéa 14(i)a). Une description détaillée du REGDOC-1.1.2 est présentée à l’alinéa 7.2(ii)c). Le REGDOC-1.1.5 fournit des renseignements en plus des REGDOC-1.1.1, REGDOC-1.1.2 et REGDOC-1.1.3. Par ailleurs, il établit les exigences et l’orientation dont un demandeur doit tenir compte avant de présenter une demande de permis pour un PRM à la CCSN.

Dans le cas d’une nouvelle centrale nucléaire, les renseignements sur le plan de déclassement et sur les garanties financières connexes doivent être soumis au début du processus de délivrance de permis. En vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, le demandeur doit fournir des renseignements sur le plan prévu de déclassement de son installation ou site nucléaire, 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 peuvent être utilisées pour s’assurer que des fonds suffisants seront disponibles afin que les installations ne posent pas de risques indus si le titulaire de permis est incapable de poursuivre ses activités. Jusqu’à maintenant, elles ont servi principalement au déclassement des 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 comprendre les obligations en matière de financement du déclassement et en matière de 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).

L’examen environnemental des projets de nouveaux réacteurs se ferait en vertu de la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI). Lorsqu’un projet de centrale nucléaire respecte les seuils prévus dans le Règlement sur les activités concrètes de la LEI, connu sous le nom de « liste de projets », une commission d’examen indépendante, dont font partie des commissaires, réalise une étude d’impact (EI) intégrée qui tient compte des exigences de la LEI et de la LSRN lors d’une audience publique. La recommandation qui en découle est transmise au gouverneur en conseil, qui détermine si le projet est dans l’intérêt public. Le cas échéant, la commission d’examen intégrée – agissant comme la Commission – prend la décision d’autorisation. Une étude d’impact tient compte de toutes les étapes du cycle de vie du projet, de la préparation de l’emplacement à l’abandon, tandis que le demandeur détermine le ou les permis pour lesquels il présente une demande. Les études d’impact sont décrites de façon plus détaillée à l’alinéa 17(ii)a).

Les nouvelles conceptions de centrales, comme les PRM, peuvent adopter un certain nombre d’approches novatrices. L’approche de réglementation canadienne liée à l’autorisation des nouvelles conceptions repose sur une réglementation tenant compte du risque qui est appliquée aux installations traditionnelles dotées de réacteurs. Les outils de réglementation et les processus décisionnels sont structurés de manière à permettre à l’auteur d’une demande de permis pour une installation dotée d’un réacteur de proposer d’autres moyens ou des moyens nouveaux d’atteindre les objectifs réglementaires. Lorsqu’aucune norme ne s’applique ou n’existe, la CCSN prendra en considération des données qui sont en rapport avec la demande en question et qui démontrent que les mesures de sûreté et de réglementation proposées permettront de respecter les exigences de la CCSN, voire de les dépasser. Cette démarche est conforme à la Directive du Cabinet sur la réglementation du gouvernement du Canada et cadre bien avec la vision d’excellence en matière de réglementation de la CCSN. L’approche adoptée par la CCSN pour autoriser de nouvelles technologies repose également sur la mobilisation rapide et fréquente des parties intéressées et sur la transparence du processus décisionnel.

La CCSN a établi des processus d’autorisation des projets de PRM qui reposent sur une approche graduelle. Au cours de la période de référence, la CCSN a publié le REGDOC-1.1.5 ainsi qu’une version révisée du REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation, qui développent tous deux les principes de l’approche graduelle tels qu’ils s’appliquent à tous les DSR de la CCSN. La CCSN a également rédigé une nouvelle version du REGDOC-1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une installation dotée de réacteurs, afin de s’assurer qu’elle est adaptée aux PRM et qu’elle intègre les principes de l’approche graduelle. La CCSN a également effectué (ou est en train d’effectuer) des examens de la conception de fournisseurs (ECF) préalables à l’autorisation pour plusieurs conceptions de réacteurs différentes. L’examen de la conception d’un fournisseur vise notamment à déterminer et à résoudre, tôt dans le processus, les problèmes techniques et réglementaires possibles dans le processus de conception. Le processus d’ECF a contribué à démontrer que le cadre de réglementation canadien est largement adapté lorsqu’il est appliqué de manière graduelle à des conceptions de réacteurs nouvelles et diversifiées. Ces initiatives, à leur tour, ont renforcé l’état de préparation du personnel de la CCSN à l’examen des demandes portant sur les nouvelles technologies nucléaires. Au cours de la prochaine période de référence, la CCSN prévoit poursuivre la mise en place de mesures visant à assurer l’efficacité des activités d’autorisation des projets de PRM présentés à la Commission aux fins de décision.

Le Canada a aussi fait la promotion de l’objectif qui consiste à parvenir à une harmonisation internationale pour ce qui est de l’autorisation des PRM. La CCSN a établi de nombreux protocoles d’entente avec d’autres organismes de réglementation nucléaire. Au cours de la période de référence, la CCSN a conclu de nouveaux protocoles de coopération avec la Commission de réglementation nucléaire (NRC) des États-Unis et l’Office de réglementation nucléaire du Royaume-Uni, qui portent sur les technologies de réacteurs avancés et de PRM. Au cours de la période de référence, la CCSN et la NRC américaine ont publié 3 rapports d’examen conjoint sur les petits réacteurs modulaires. Voir l’alinéa 8.1g) pour en savoir plus sur la participation de la CCSN aux efforts internationaux visant à harmoniser la réglementation des PRM. Dans un autre ordre d’idées, le Groupe de propriétaires de CANDU (COG) a collaboré avec le groupe de travail CORDEL (coopération dans le domaine de l’évaluation et de l’autorisation de la conception de réacteurs) de l’Association nucléaire mondiale (WNA) en 2021 pour produire un document intitulé Harmonization of Reactor Design Evaluation and Licensing : Lessons Learned from Transport, qui recommande la mise en place d’un cadre international pour l’harmonisation de l’évaluation et de l’autorisation de la conception de réacteurs.

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 tient à jour 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.

Lorsqu’une centrale nucléaire ne fait l’objet d’aucune étude d’impact par une commission d’examen intégrée, le personnel de la CCSN consigne les conclusions et les recommandations de ses examens dans des documents à l’intention des commissaires (CMD), et les présente à la Commission en vue d’une audience publique. La Commission peut choisir de tenir une audience publique en 1 ou 2 parties. Les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire fixent les exigences à respecter pour les audiences à 1 ou 2 parties. Dans le cas plus classique d’une audience en 2 parties, la Commission examine pendant la Partie 1 les renseignements contenus dans les documents qui lui sont présentés, les mémoires et les exposés du personnel de la CCSN et du demandeur ou titulaire de permis, tandis qu’elle consacre la Partie 2 de l’audience aux exposés et aux mémoires des intervenants (membres du public, organisations non gouvernementales, Nations et communautés autochtones, syndicats, municipalités, autres ministères fédéraux, industrie), ainsi qu’à l’information présentée par les parties qui étaient présentes lors de la Partie 1 de l’audience.

Dans les cas de l’autorisation des centrales nucléaires, on alloue habituellement suffisamment de temps aux intervenants lors de la Partie 2 de l’audience afin qu’ils puissent présenter leur information et s’adresser à la Commission (ceci comprend généralement un exposé oral de 10 minutes pour résumer les points principaux de leur mémoire, suivi d’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 Partie 2 de l’audience à titre de suivi aux délibérations de la Partie 1. Les audiences publiques sont diffusées en direct sur le Web et les vidéos sont disponibles en ligne pendant au moins 3 mois après l’audience. De plus, une transcription verbatim de ces séances 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 la délivrance 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 2 langues officielles et envoyés à tous les participants.

Selon le paragraphe 37(1) de la LSRN, la Commission peut désigner toute personne qu’elle estime qualifiée pour remplir les fonctions de fonctionnaire désigné. La Commission peut alors autoriser un fonctionnaire désigné à exercer l’une ou l’autre des activités énumérées au paragraphe 37(2) de la LSRN, y compris délivrer les permis qui relèvent de certaines catégories établies par la Commission. Toutefois, cette désignation par la Commission ne s’étend pas aux permis de centrale nucléaire.

Contenu des permis – Généralités

Les permis de la CCSN visant les centrales nucléaires contiennent une exigence générale qui stipule que les activités autorisées doivent être menées conformément au fondement d’autorisation. Le fondement d’autorisation est défini comme :

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 sûreté et des aspects de l’exploitation auxquels le titulaire de permis renvoie, comme ceux qui décrivent le déroulement des opérations et les activités d’entretien.

Le programme de conformité de la CCSN (voir le paragraphe 7.2(iii)) 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 pendant 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. Pour modifier le fondement d’autorisation, le titulaire de permis doit obtenir l’approbation écrite de la Commission.

Les permis d’installation délivrés par la CCSN contiennent également une condition générale imposant au titulaire de permis d’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. 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 contiennent des exigences relativement générales qui sont communes à toutes les centrales nucléaires au Canada; elles sont organisées selon les DSR de la CCSN. Les permis de centrale nucléaire peuvent aussi contenir des dispositions qui nécessitent une approbation ou un consentement pour aller de l’avant face à des situations ou des changements où le rendement du titulaire de permis :

• ne serait pas conforme aux exigences réglementaires établies dans les lois pertinentes ou les conditions de permis
• s’écarterait du fondement d’autorisation

Par ailleurs, 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. Voir les exemples de points d’arrêt réglementaires à l’alinéa 7(ii)d).

Modifications de permis

Comme il a été mentionné, la LSRN confère à la Commission le pouvoir de modifier les permis (p. ex., pour modifier les conditions de permis existantes ou pour ajouter de nouvelles exigences aux permis). La nature générale des permis de centrale nucléaire réduit considérablement le besoin pour la Commission de modifier le permis pendant la période d’autorisation. Néanmoins, 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. Cette prérogative permet à la CCSN de traiter de manière efficace les questions de sûreté ou autres dans le cadre du processus d’autorisation. Au cours de la période de référence, la Commission a modifié les permis suivants :

• les permis d’exploitation de Bruce et de Point Lepreau ont été modifiés en mars 2020 pour ajouter l’exigence du REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires^{Note de bas de page 6}
• les permis d’exploitation de Darlington et Pickering ont été modifiés en avril 2020 pour ajouter l’exigence du REGDOC-2.2.3
• le permis d’exploitation de Bruce a été modifié en septembre 2021 pour autoriser la production de lutécium 177
• le permis d’exploitation de Darlington a été modifié en octobre 2021 pour autoriser la production de molybdène 99

Manuels des conditions de permis

Chaque site de centrale nucléaire doté d’un permis d’exploitation a un manuel des conditions de permis (MCP) connexe dont le contenu relève de la responsabilité du personnel de la CCSN. Une proposition de MCP est présentée à toute audience portant sur la délivrance d’un permis devant la Commission afin que celle-ci puisse l’examiner. Les MCP sont structurés selon les conditions de permis et donc selon les DSR de la CCSN.

Outil d’information à l’intention des titulaires de permis et du personnel de la CCSN, le MCP rassemble en un seul document l’ensemble des renseignements, explications, attentes et processus connexes servant à définir et à interpréter les conditions de permis et à en effectuer le contrôle. Le MCP est lu en même temps que le permis. Le MCP fait un lien entre chaque condition du permis et les critères de vérification de la conformité (CVC) que le personnel de la CCSN utilise pour confirmer la conformité du titulaire de permis aux conditions du permis. 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.

7.2(ii)b) Permis de préparation de l’emplacement

La sélection d’un emplacement pour l’exploitation à long terme d’une nouvelle centrale nucléaire ne constitue pas en soi une activité réglementée au Canada (bien que les activités de caractérisation et d’évaluation de l’emplacement, effectuées à l’appui du choix de l’emplacement, soient réglementées). Ce choix est donc en grande partie du ressort du promoteur du projet et 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 fédéral) de 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, le demandeur doit 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 préservation de la santé et de la sécurité des personnes, pour le maintien de la sécurité nationale et pour 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 respectent toutes les exigences réglementaires pertinentes.

Le REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs de la CCSN, décrit le processus global d’évaluation de l’emplacement d’une centrale nucléaire au Canada. Il sert de 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 présentés à l’article 17.

L’efficacité du processus de réglementation peut être optimisée 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, s’il y a lieu, d’étude d’impact). Le 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.

Au cours de la période de référence, OPG a présenté une demande de renouvellement de son permis de préparation de l’emplacement pour le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington. Le personnel de la CCSN a évalué la demande d’OPG en fonction des exigences et de l’orientation du REGDOC-1.1.1; voir l’alinéa 14(i)a) pour en savoir plus sur l’évaluation de la demande de permis. La Commission a renouvelé le permis en octobre 2021 pour une période de 10 ans. Toujours au cours de la période de référence, Global First Power a présenté une demande de permis pour préparer l’emplacement d’un PRM sur la propriété d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL) aux Laboratoires de Chalk River.

7.2(ii)c) Permis de construction

Lorsqu’il demande un permis de construction pour 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 renseignements à fournir à l’appui d’une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire constituent le « dossier de sûreté » et 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 à l’appui à la demande

Pendant la période de référence, la CCSN a publié le REGDOC-1.1.2, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire. Fondé sur un document d’application de la réglementation publié antérieurement, il fournit une orientation aux demandeurs quant aux renseignements qu’ils doivent présenter dans une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire. Au cours de la période de référence, la CCSN a également entrepris la révision du REGDOC-1.1.2 afin de fournir de l’orientation sur la demande de permis de construction, et de veiller à son applicabilité aux demandes de permis de PRM et à l’utilisation d’une approche graduelle.

Le personnel de la CCSN utilise le REGDOC-2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service, pour évaluer les nouvelles demandes de permis de construction d’installations dotées de réacteurs. Ce document fournit l’assurance au demandeur et à la CCSN que les installations seront construites conformément à la conception et que l’installation dotée de réacteurs respectera ses exigences en matière de sûreté et sera exploitée de manière sûre. 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 respecte 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 sur 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 satisfait 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 REGDOC-1.1.2 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 créditée dans l’analyse de la sûreté). D’autres 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

Au cours de la période de référence, OPG a annoncé son intention de soumettre, à la fin de 2022, une demande de permis de construction sur le site du projet de la nouvelle centrale de Darlington.

7.2(ii)d) Permis d’exploitation

Permis initial d’exploitation et renouvellement de permis – Généralités

Dans le cas d’une demande de permis d’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire, la demande doit démontrer 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. 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 à la suite de ce chargement :

• Phase B – avant la fin de l’état d’arrêt garanti du réacteur
• Phase C – essais de passage à la criticité et essais à faible puissance
• Phase D – essais à puissance élevée

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 SSC importants pour la sûreté fonctionnent de façon fiable

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

Au moment de soumettre une demande de permis d’exploitation d’une centrale nucléaire (nouveau permis ou renouvellement de permis), 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 sécuritaire. Les renseignements nécessaires pour qu’une demande de permis d’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire soit acceptée, conformément aux exigences des règlements et aux documents d’application de la réglementation de la CCSN, sont précisés dans le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, et comprennent notamment :

• 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
  • 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
  • l’élaboration et la mise en œuvre de procédures relatives à la sécurité nucléaire
• 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

La CCSN effectue une évaluation équilibrée des programmes et activités proposées par rapport aux exigences et à l’orientation contenues dans le REGDOC-1.1.3. Ces renseignements pourraient devenir partie intégrante du fondement d’autorisation de la centrale nucléaire si un permis d’exploitation était délivré, comme il est expliqué à l’alinéa 7.2(ii)a). L’évaluation effectuée par le personnel de la CCSN oriente les activités de réglementation planifiées au cours de la période d’autorisation prévue. Voir l’alinéa 14(i)a) pour connaître les résultats de l’évaluation effectuée par le personnel de la CCSN, au cours de la période de référence, de la demande de renouvellement du permis d’exploitation de Point Lepreau présentée par Énergie NB. Le renouvellement du permis de Point Lepreau est examiné plus en détail à la fin de l’alinéa 7.2(ii)d).

Points d’arrêt réglementaires

La Commission peut ajouter des conditions à tout permis qui obligent le titulaire de permis à obtenir une permission particulière pour passer à une étape ou à une phase précise de l’activité autorisée. Ces conditions sont appelées des « points d’arrêt réglementaires » et sont relativement courantes dans les permis d’exploitation de centrale nucléaire. Les points d’arrêt réglementaires fournissent une mesure de contrôle réglementaire supplémentaire qui est proportionnelle à la nouveauté ou à l’incertitude associée à certains aspects de l’exploitation autorisée. Des points d’arrêt réglementaires peuvent être établis pour les projets de construction de nouvelles centrales ainsi que pour les centrales nucléaires existantes.

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 autorisée par la Commission, avant de procéder à des phases précises du remplacement de composants majeurs. Les 4 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 des phases, la Commission a délégué au chef 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.

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

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 national du Canada). Le personnel de la CCSN effectue un examen exhaustif de l’installation et des activités, ainsi que du rendement antérieur du titulaire de permis et de ses plans futurs.

Le renouvellement de permis est un mécanisme visant à mettre en œuvre les nouvelles exigences énoncées dans les REGDOC de la CCSN ou normes récemment publiés, ce qui contribue à l’amélioration continue de la sûreté des centrales nucléaires. Avant la mise en œuvre des exigences, la CCSN consulte les titulaires de permis sur le besoin d’une période de transition ou d’un plan de mise en œuvre. La mise en œuvre des 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 une 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 attentes. 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 centrale nucléaire en exploitation procèdent également à des bilans périodiques de la sûreté (BPS), qui tiennent compte aussi de la mise en œuvre de nouvelles exigences associées aux normes, pratiques et codes modernes.

Évolution des périodes d’autorisation et du bilan périodique de la sûreté dans le cadre de la délivrance de 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 la durée de la période d’autorisation 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 DSR 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

Il n’y a pas de limite explicite à la durée des permis au Canada. La Commission se réserve le droit de délivrer des permis d’une durée relativement courte si le rendement global du titulaire de permis n’est pas satisfaisant ou pour d’autres raisons, notamment celles énumérées ci-dessus.

Au cours de la période de référence, la pratique consistant à réaliser des BPS dans le contexte du cadre d’autorisation a continué d’évoluer. Tel que le décrivent les rapports nationaux du Canada précédents, la pratique était initialement connue sous le nom d’examen intégré de la sûreté, ou EIS, et était utilisée dans le contexte de la réfection des centrales nucléaires. Au cours de la période de référence précédente, le personnel de la CCSN a commencé à recommander des permis d’exploitation de centrale nucléaire d’une durée de 10 ans, avec un BPS réalisé tous les 10 ans pour coïncider avec le renouvellement du permis. En 2017, la CCSN a modifié le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I afin d’exiger que toutes les centrales nucléaires réalisent un BPS à des intervalles précisés dans leur permis. Les exigences relatives aux BPS se trouvent dans le REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté de la CCSN, qui est conforme au Guide de sûreté particulier n^o SSG-25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants de l’AIEA. Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont commencé à mettre en œuvre le REGDOC-2.3.3 au cours de la période de référence précédente. Les DSR de la CCSN qui fournissent le cadre destiné à l’évaluation de la sûreté du renouvellement de permis (et le BPS) couvrent les facteurs de sûreté du BPS de l’AIEA. Le BPS donne lieu à un plan intégré de mise en œuvre (PIMO), qui est présenté au personnel de la CCSN aux fins d’acceptation conformément au REGDOC-2.3.3, qui fixe à 10 ans l’intervalle approprié, mais autorise des intervalles plus courts, ou légèrement supérieurs à 10 ans, pour tenir compte des plans opérationnels. Les BPS appuient la demande de renouvellement du permis d’exploitation pour la période d’autorisation suivante.

Consulter l’alinéa 14(i)b) pour connaître les résultats des plus récents BPS des centrales nucléaires en exploitation au Canada.

La durée des permis d’exploitation des centrales de Bruce, de Darlington et de Pickering est de 10 ans^{Note de bas de page 7}. La Commission a tenu compte des résultats des BPS et des PIMO proposés lorsqu’elle a accordé ces permis.

En 2018, au moment du renouvellement du permis d’exploitation de la centrale de Pickering, OPG prévoyait exploiter la centrale nucléaire jusqu’en 2024 (avant la fin de la période d’autorisation de 10 ans). Le permis d’exploitation n’oblige pas OPG à réaliser un BPS à l’appui de la prochaine période d’autorisation, mais OPG doit mettre en œuvre le PIMO découlant du BPS de 2018. Dans le contexte du permis de 10 ans, la partie de la période d’autorisation comprise entre 2024 et 2028 suppose la transition vers un état de stockage sûr. Au cours de la période de référence, OPG a déterminé que la prolongation de l’exploitation commerciale des tranches 5 à 8 de Pickering jusqu’en décembre 2025 pourrait permettre d’optimiser l’arrêt et l’état de stockage sûr de Pickering de manière sûre et efficace. Comme le stipule le MCP, OPG s’affaire à mettre à jour le BPS de 2018 pour soutenir cette prolongation conformément au REGDOC-2.3.3, et prévoit obtenir l’approbation de la Commission au cours de la prochaine période de référence.

Au cours de la période de référence, Énergie NB a demandé le renouvellement de son permis d’exploitation de Point Lepreau pour une période de 25 ans (ce qui est beaucoup plus long que les récents renouvellements de permis de centrale nucléaire). Au terme de la période de référence, le personnel de la CCSN a recommandé à la Commission de fixer la période d’autorisation à 20 ans, soulignant qu’un permis de 25 ans dépasserait la fin de la période d’exploitation sûre prévue actuellement (2042). Le personnel de la CCSN a dit avoir une grande confiance quant à l’état de préparation de l’industrie relativement aux permis à plus long terme. Les demandes de renouvellement de permis ne sont plus nécessaires comme mécanisme de résolution des problèmes de sûreté. De plus, il existe de nombreux moyens, outre les audiences sur les permis, pour faire participer les parties intéressées aux questions qui les intéressent. Il s’agit notamment des rapports de surveillance réglementaire et des rapports d’examen de la protection de l’environnement (mentionnés aux alinéas 7.2(iii)b) et 15b), respectivement). L’évolution du cadre de réglementation, y compris la mise en œuvre des BPS et du programme de conformité de la CCSN, favorise également la mise en œuvre de permis dont la durée est plus longue. La Commission rendra une décision au cours de la prochaine période de référence.

7.2(ii)e) Permis de déclassement

Les exigences précises à satisfaire pour demander 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 l’article sur les dispositions générales du RINCI sont également requis. Voici des exemples de renseignements requis 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

Selon le RINCI, le demandeur d’un permis de préparation de l’emplacement, d’un permis de construction ou d’un permis d’exploitation d’une installation de catégorie I doit fournir des renseignements sur le plan de déclassement proposé. 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 ainsi qu’un plan de déclassement détaillé soient présentés à la CCSN aux fins d’approbation. Le REGDOC-2.11.2, Déclassement, publié en janvier 2021, précise les attentes réglementaires à l’égard des titulaires de permis concernant la préparation et le contenu des plans préliminaires et détaillés de déclassement visant les activités autorisées par la CCSN.

Par ailleurs, la norme du Groupe CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, comprend des exigences et de l’orientation supplémentaires sur le déclassement des installations nucléaires et d’autres installations où des substances nucléaires sont gérées, détenues ou entreposées.

La CCSN exige que les titulaires de permis tiennent à jour 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. »

Le processus réglementaire prévu qu’il convient de suivre pour mettre fin à l’exploitation commerciale d’une centrale nucléaire est exposé en détail dans le REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium de la CCSN. Pendant la phase d’exploitation, le titulaire de permis fixe une date cible à laquelle prendra fin l’exploitation commerciale de l’installation. En règle générale, cette date est fixée plusieurs années à l’avance afin de laisser suffisamment de temps pour élaborer les plans appropriés.

Conformément au REGDOC-3.5.1, la CCSN demande au titulaire de permis d’élaborer un plan pour la fin de l’exploitation commerciale de l’installation. Il s’agit d’un plan d’ensemble qui comprend les étapes devant mener à l’arrêt permanent et à la transition harmonieuse de l’installation de l’état d’arrêt à un état stable (c.-à-d. les activités de stabilisation). Le
REGDOC-3.5.1 prévoit 2 stratégies de base : le déclassement immédiat après la fin de l’exploitation commerciale et le déclassement différé, qui comporte une période prolongée de stockage sous surveillance avant le début du démantèlement et de la remise en état du site.

La CCSN utilise cette stratégie pour Pickering, seule centrale nucléaire à tranches multiples au Canada dont l’exploitation commerciale cessera bientôt. Les tranches 2 et 3 sont à l’état de stockage sûr, tandis qu’il y a toujours exploitation commerciale des tranches 1, 4 et 5 à 8^{Note de bas de page 8}. Le permis d’exploitation de Pickering comprend une condition qui oblige OPG à mettre en œuvre et à tenir à jour des plans pour la fin de l’exploitation commerciale de toutes les tranches. OPG a établi une stratégie pour la fin de l’exploitation commerciale, qui comprend un plan d’exploitation durable devant mener à l’arrêt des autres tranches en exploitation, un plan des activités de stabilisation pour la transition vers un état stable, un plan de déclassement et la garantie financière connexe prévue par son permis d’exploitation. À l’approche de la fermeture, OPG mettra à jour son plan de déclassement. Les détails de la démarche adoptée par OPG et les exigences de la CCSN relatives à la transition sont consignés dans le MCP de Pickering. OPG est tenue de fournir à la CCSN des mises à jour annuelles de son plan d’exploitation durable et de son plan des activités de stabilisation, y compris un rapport sur les progrès réalisés et l’efficacité des mesures prévues dans ces plans.

Le REGDOC-2.11.2 contient des exigences et de l’orientation supplémentaires visant la préparation au déclassement, y compris la transition vers la fin de l’exploitation commerciale et la stratégie de déclassement. Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires peuvent procéder à une mise en œuvre graduelle du REGDOC-2.11.2, par exemple, lors de la mise à jour de leurs plans préliminaires de déclassement.

Le Canada recommande que cet enjeu soit clos.

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 suffisantes 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 vérification de la 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 réglementé

La CCSN met en œuvre un processus de vérification de la 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 (alinéa 7.2(iii)a))
• les vérifications pour s’assurer que les titulaires de permis se conforment aux exigences et aux attentes (alinéa 7.2(iii)b))
• les mesures de contrôle réactives visant à assurer la conformité des titulaires de permis (paragraphe 7.2(iv))
• l’uniformité dans la méthode et la réalisation des activités de conformité

Le processus de vérification de la 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. 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, notamment, des séances de formation, des séminaires, des ateliers et des conférences.

7.2(iii)b) Vérification de la conformité

Généralités

La vérification de la conformité désigne toutes les activités permettant de déterminer si les programmes et le rendement des titulaires de permis satisfont aux exigences et aux critères d’acceptation, et de documenter le tout. Les activités de vérification comprennent :

• les inspections de type I, qui sont des audits 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 vérifications visuelles de même que les inspections régulières des systèmes
• 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
• les examens documentaires, qui sont axés sur le rendement ou les résultats des programmes ou processus
• 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
• le Programme indépendant de surveillance environnementale, qui complète le 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)

En général, les critères d’acceptation utilisés pour vérifier la conformité pendant ces activités peuvent s’inspirer des critères de vérification de la conformité que l’on retrouve dans le MCP, les documents du titulaire de permis, les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les 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 réglementaires
• d’autres renseignements fournis par les titulaires de permis qui décrivent 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 observations et 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).

Les systèmes et domaines des activités de vérification s’appliquant aux inspections des centrales nucléaires sont énumérés à l’annexe 7.2(iii)b).

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 offert pour permettre au personnel de la CCSN de recommander des révisions aux documents d’inspection.

Les membres du personnel de la CCSN chargés de ces inspections sont choisis en fonction du domaine à évaluer, et ils comptent 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. Généralement, le chef d’une équipe d’inspection est un inspecteur en poste au 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, 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.

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 de centrales nucléaires en exploitation 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. Ces inspections prévoient des examens documentaires à la fois sur le site et à distance.

Les inspections de type II ont pour but d’évaluer l’efficacité des programmes des titulaires de permis et suivent un calendrier régulier. Les résultats des inspections de type II sont transmis aux titulaires de permis par lettre. Ces inspections prévoient des examens documentaires à la fois sur le site et à distance.

Les examens documentaires servent à évaluer les résultats des programmes des titulaires de permis et suivent un calendrier régulier. Les résultats des examens documentaires sont transmis par lettre aux titulaires de permis et ces examens ne sont effectués qu’à distance.

De portée limitée, les inspections sur le terrain sont réalisées sur le site et visent à dresser le bilan de l’état actuel de la centrale nucléaire, de son personnel et de son système de gestion. 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 au moyen 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.

Les inspections de type II et les inspections sur le terrain sont effectuées à l’aide de guides d’inspection. Au cours de la période de référence, la série de guides d’inspection de type II de la CCSN a été mise 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. Au cours de la période de référence, une série de guides portant sur les examens documentaires de la CCSN a été mise à jour et d’autres guides ont été élaborés.

Vérification de la conformité de base et activités additionnelles

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 vérification de la conformité de base, qui comprennent des inspections et des évaluations techniques de la conformité convenant à toute centrale nucléaire en exploitation. Ce programme 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 affichant un rendement acceptable en matière de sûreté, lequel est équilibré afin de tenir compte de l’importance relative des risques de chaque DSR. Dans chaque DSR, on utilise une approche fondée sur le risque pour définir un ensemble efficace d’activités de vérification de la conformité, qui peut être adapté à chaque titulaire permis et à chaque situation.

L’exécution des activités de réglementation de base s’échelonne sur une période de 5 ans. Pour tout DSR pour lequel la cote attribuée au rendement du titulaire de permis est « Inférieure 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 dans le but de renforcer les inspections de base. La surveillance comprend une revue trimestrielle des résultats de toutes les activités de vérification.

Bien que la plupart des inspections soient planifiées et que leurs calendriers soient fixés en collaboration 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 du moteur de la pompe du circuit caloporteur primaire à la centrale nucléaire de Point Lepreau, décrites à l’appendice C).

Outre les inspections, les activités de base comprennent des évaluations techniques de la conformité ainsi que des activités de surveillance. 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 de suivre une approche uniforme et d’optimiser l’efficacité des activités de réglementation. 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 l’alinéa 7.2(ii)a) le précise, les permis exigent que les titulaires de permis informent la CCSN lorsqu’ils apportent de tels changements. 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.

Les activités de surveillance permettent de recueillir des renseignements en temps réel concernant le rendement du titulaire de permis et les problèmes qui peuvent survenir.

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

Au cours de la période de référence, la CCSN a réalisé un projet intitulé « projet Forge », qui portait sur la mise en œuvre d’innovations réglementaires dans le domaine des inspections et des applications éventuelles de l’intelligence artificielle. L’équipe de projet a recueilli les améliorations et les innovations suggérées à l’interne par le personnel et a rencontré des représentants du secteur nucléaire et des organismes de réglementation homologues afin de déterminer les innovations mises en œuvre que l’organisme de réglementation pourrait adopter. L’équipe de projet a recommandé des innovations qui pourraient être mises en œuvre et soumises à l’examen de la haute direction de la CCSN, par exemple l’utilisation des technologies de réalité virtuelle ou augmentée pour améliorer la formation des inspecteurs et l’ajout d’une formation interfonctionnelle pour élargir les capacités des inspecteurs. Ces recommandations ont été intégrées dans d’autres projets d’amélioration en cours de la CCSN en vue d’une mise en œuvre plus efficace et plus stratégique.

Outre la CCSN, d’autres organisations interviennent dans la vérification de la conformité des titulaires de permis de centrales nucléaires avec 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 aux rayonnements ionisants. 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 REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN, consolide et précise 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 établit le calendrier que les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent respecter pour soumettre leurs rapports à la CCSN. Il comprend des exigences relatives aux rapports devant être soumis selon un calendrier prévu (périodique) et de façon aléatoire (p. ex., les rapports d’événement) 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 signalés. 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 faites 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 ses 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, leur assigner un code, les classer en fonction de différents critères, en dégager les tendances et faire un suivi des mesures prises par les titulaires de permis et la CCSN.

Les situations jugées dignes de mention à cause 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 centrales nucléaires présentent des rapports contenant des données pour un ensemble de 25 indicateurs de rendement en matière de sûreté tous les trimestres. 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

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté sont divisés en 7 catégories :

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

L’évaluation par le personnel de la CCSN des données relatives aux indicateurs de rendement en matière de sûreté est présentée dans le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada.

Le REGDOC-3.1.1 présente également les exigences de la CCSN concernant la déclaration volontaire de la surveillance de la conformité des centrales nucléaires en exploitation. Les rapports de conformité périodiques sont fondés sur les 14 DSR 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 sont conçus pour faire ressortir les domaines de non-conformité potentielle aux règlements ou aux conditions de permis. Les rapports annuels présentent des renseignements sur l’état des programmes et leur rendement.

Ajustement au programme de vérification de la conformité en raison de la pandémie de COVID-19

En mars 2020, la CCSN a suspendu toutes les activités régulières de vérification de la conformité des centrales nucléaires et a recensé les activités considérées comme essentielles afin de soutenir la poursuite de l’exploitation sûre des installations et la prise de décision réglementaire.

En avril 2020, une nouvelle procédure de planification et d’exécution des activités de vérification de la conformité dans les centrales nucléaires pendant la pandémie de COVID-19 a été approuvée afin d’assurer une surveillance réglementaire continue. Cette procédure a été utilisée au cours de l’année civile 2020 et se poursuivra jusqu’à la reprise des processus habituels de vérification de la conformité. Elle fournit des directives pour la réalisation des activités de surveillance à distance et sur le site, ainsi que des directives sur la révision du plan annuel de la conformité. La procédure fournit un cadre pour réaliser des activités de surveillance à distance et renforcer les capacités des inspecteurs en poste au site à travailler à distance.

Outre cette nouvelle procédure, la CCSN a élaboré un document d’information préalable aux travaux lié à la pandémie, sous la forme d’instructions supplémentaires que les superviseurs de bureaux de site devaient remettre aux inspecteurs de site, avant qu’ils n’effectuent des activités de surveillance sur les sites. Le document d’information préalable aux travaux porte aussi sur la fourniture d’équipement de protection individuelle (EPI) aux inspecteurs de site avant toute activité sur les sites.

Le personnel de la CCSN a travaillé avec les titulaires de permis pour afin d’obtenir un accès complet et à distance aux systèmes d’information des sites et aux données réelles des installations, et pour assurer une participation à toutes les réunions de gestion importantes des installations.

De plus, en avril 2020, le personnel de la CCSN a lancé un exercice d’analyse comparative avec 19 pays au sujet de leurs pratiques d’inspection pendant la pandémie. La CCSN a reçu des réponses de 16 pays, dont la France, les États-Unis et le Royaume-Uni. La CCSN a tenu compte de ces renseignements lors de l’élaboration de sa propre procédure de planification et de réalisation des inspections pendant la pandémie et lors de la révision de son document d’information préalable aux travaux lié à l’inspection.

En mai 2020, les activités de surveillance sur le site ont repris aux centrales nucléaires selon une capacité modifiée. Ces activités portaient sur les questions générales de santé et de sécurité (p. ex., contrôle des matières combustibles, entretien ménager, affichage de la contamination), ainsi que sur le respect par les titulaires de permis de leurs plans d’intervention en cas de pandémie et des protocoles sanitaires liés à la COVID-19. La CCSN a modifié la façon d’exercer sa surveillance. Par exemple, le personnel de la CCSN s’est servi de la vidéoconférence à distance pour s’assurer de pouvoir maintenir la présence de spécialistes pendant les inspections et pour effectuer la partie documentation de l’inspection au moyen d’un examen documentaire. Les inspecteurs de site de la CCSN observent toutes les procédures de santé et de sécurité des titulaires de permis. Le personnel de la CCSN continue de mener des activités de surveillance pendant la pandémie pour assurer la protection de l’environnement ainsi que pour préserver la santé et la sécurité des personnes.

Rapport de surveillance réglementaire

Le personnel de la CCSN produit le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada, qui est présenté à la Commission et 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 pour chacun des DSR 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 de l’information et de 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 prend 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. Au moyen de son Programme de financement des participants, la CCSN offre une aide financière aux demandeurs admissibles.

Au cours de la période de référence, la CCSN a entrepris un examen complet des rapports de surveillance réglementaire et de leur processus de rédaction. Les objectifs de l’examen étaient les suivants :

• examiner la fréquence à laquelle il faudrait présenter les rapports de surveillance réglementaire à la Commission
• définir et mieux comprendre les besoins du public cible d’un rapport de surveillance réglementaire;
• demander l’avis des titulaires de permis, des parties intéressées, ainsi que des Nations et communautés autochtones afin d’aider la CCSN à améliorer le contenu des rapports de surveillance réglementaire et leur présentation à la Commission

Pour appuyer le troisième objectif, la CCSN a publié le document de travail DIS-21-01, Commission canadienne de sûreté nucléaire : examen des rapports de surveillance réglementaire, afin de recueillir les commentaires des titulaires de permis, des parties intéressées et des Nations et communautés autochtones sur les rapports de surveillance réglementaire et le processus connexe. Le personnel de la CCSN a présenté les résultats préliminaires de l’examen à la Commission en janvier 2022; d’éventuelles modifications pourraient être apportées au Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada (et à d’autres rapports de surveillance réglementaire de la CCSN) au cours de la prochaine période de référence.

7.2(iv) Application de la loi

L’application de la loi comprend toutes les mesures destinées à contraindre les titulaires de permis à respecter les exigences et à prévenir tout manquement. Le choix des mesures d’application est régi par la Stratégie d’application progressive de la loi, un manuel élaboré par la CCSN. 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 que la CCSN peut utiliser sont :

• 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 avis écrits, le renforcement de la surveillance réglementaire et les poursuites 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 2 types d’avis écrits : les recommandations et les avis de non-conformité.

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 parler, elle ne constitue pas un outil d’application puisque le titulaire de permis respecte toujours les exigences réglementaires.

Un avis de non-conformité est un avis écrit de la CCSN demandant au titulaire de permis de prendre la ou les mesures nécessaires pour corriger la non-conformité. Il indique qu’une non-conformité a été confirmée et demande au titulaire de permis d’y donner suite par :

• une confirmation que la conformité a été rétablie
• un échéancier en vue de rétablir la conformité
• un échéancier pour présenter un plan de mesures correctives

Si la conformité est rétablie dans un délai acceptable et à la satisfaction de la CCSN, aucune autre mesure réglementaire n’est nécessaire.

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 et 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.

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 et aux sociétés assujetties 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 au sujet des 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 qui sont assujetties aux 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 REGDOC-3.5.2, Sanctions administratives pécuniaires, version 2 de la CCSN, fournit de l’information sur le programme de SAP. Il décrit de quelle façon les SAP s’inscrivent 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 3 SAP pendant la période de référence. Aucune d’entre elles ne visait une centrale nucléaire.

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’encontre des titulaires de permis de centrales nucléaires sont rares, mais la CCSN a émis des ordres à l’intention de 2 titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation au cours de la période de référence. À la suite de la découverte de concentrations élevées d’hydrogène équivalent dans les échantillons par grattage des tubes de force des tranches 3 et 6 de Bruce, la CCSN a émis un ordre à l’intention de Bruce Power pour qu’elle obtienne l’autorisation de la Commission avant de redémarrer l’une ou l’autre des tranches 3, 4, 5, 7 ou 8 à la suite de tout arrêt entraînant un refroidissement du circuit caloporteur. Voir l’appendice C pour en savoir plus. La CCSN a délivré un ordre similaire à Darlington pour les tranches 1 et 4 et à Pickering pour les tranches 1, 4, 5, 6, 7 et 8. Aucun ordre n’a été délivré à Énergie NB parce que la centrale de Point Lepreau n’est pas en exploitation prolongée, et son exploitation à un niveau d’hydrogène dépassant les limites de sûreté est improbable.

Des mesures d’autorisation 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 d’une 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 de permis, établies au cas par cas, peuvent prendre différentes formes. Un exemple d’application de la loi pourrait être l’imposition, dans un permis, de limites à la production d’énergie.
• 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 dans l’un ou l’autre des cas suivants :
  • 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 précède, et en vertu de la LSRN, la Commission peut, de sa propre initiative, renouveler, suspendre en tout ou en partie, modifier, révoquer ou remplacer un permis dans les cas prévus par règlement.

Le titulaire de permis qui se voit imposer une mesure d’application telle 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 supérieure 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

Les mesures d’application importantes prises à l’encontre des titulaires de permis de centrales nucléaires 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.

Adaptation de l’organisme de réglementation au changement

Au cours de la période de référence, la CCSN a fait divers préparatifs pour s’adapter aux technologies émergentes (notamment les PRM) et à l’évolution des circonstances, dont un grand nombre sont abordés dans cet article. La stratégie de la CCSN visant à assurer l’état de préparation à la réglementation des PRM repose sur 3 piliers fondamentaux, illustrés dans la figure ci-après :

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

Figure 8.1a) : Version textuelle

Figure présentant les 3 piliers de la stratégie de la CCSN visant à assurer l’état de préparation à la réglementation : les processus axés sur le risque, un cadre de réglementation solide et souple et un personnel compétent et polyvalent. Ces 3 piliers sont surveillés par le Comité directeur sur les PRM.

La CCSN a mis sur pied le Comité directeur sur les PRM afin de fournir à la haute direction des principes de gouvernance, de veiller à ce que les piliers soient bien équilibrés et d’établir l’ordre de priorité des activités qui soutiennent la stratégie, notamment celles associées à l’examen et à l’autorisation des technologies de PRM. La CCSN cherche également, au-delà du secteur nucléaire, des modèles ou des exemples d’harmonisation internationale en ce qui concerne les progrès technologiques et leur réglementation (p. ex., dans les secteurs de l’aviation, de la médecine ou des transports). L’état de préparation de l’organisation et de l’effectif de la CCSN à l’égard de la réglementation des PRM est décrit aux alinéas 8.1b) et 8.1c), respectivement. Les activités internationales particulières liées à l’état de préparation à la venue des PRM sont décrites à l’alinéa 8.1g).

Au cours de la période de référence, la CCSN a aussi dû s’adapter à la pandémie de COVID-19. Le 15 mars 2020, en réponse à la pandémie, la CCSN a activé son Plan de continuité des activités. Dès le 16 mars, tout le personnel de la CCSN, à Ottawa et dans les bureaux régionaux et de site, a été invité à travailler à domicile. La CCSN a déployé des efforts considérables pour permettre à son personnel de travailler à distance. Elle a notamment acheté des tablettes, augmenté la capacité des serveurs à distance et utilisé des logiciels de vidéoconférence. Elle a demandé à tous ses employés d’éviter les voyages non essentiels à l’extérieur du Canada. Les employés revenant de l’étranger étaient invités à s’isoler pendant 14 jours. La CCSN a recommandé à ses employés l’adoption de diverses pratiques d’autogestion de la santé afin de promouvoir le bien-être mental. Les employés étaient également tenus de divulguer à la CCSN, conformément à la partie II du Code canadien du travail, s’ils avaient obtenu un résultat positif au test de dépistage de la COVID-19.

La CCSN a élaboré un plan de retour sur les lieux de travail à partir de l’orientation fournie par les autorités de santé publique, selon une approche graduelle et en tenant compte des développements. Une série de protocoles concernant l’effectif et le lieu de travail ont été élaborés et sont en cours d’élaboration, en vue d’un retour sur les lieux de travail en douceur. À la fin de la période de référence, le personnel de la CCSN continuait, en règle générale, de travailler à domicile. L’entrée dans les immeubles de la CCSN nécessitait l’approbation préalable de la direction de la CCSN, et les voyages professionnels ont repris, bien qu’ils soient soumis à un examen ou des restrictions supplémentaires.

Les activités de relations externes de la CCSN mentionnées à l’alinéa 8.1f) ont également été ajustées pour faciliter l’échange efficace de renseignements de même que la participation malgré les limites imposées aux réunions en personne.

L’adaptation par la CCSN de ses activités de vérification de la conformité des centrales nucléaires pendant la pandémie est décrite à l’alinéa 7.2(iii)b).

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’elle est 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 autoévaluations 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 7 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 5 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.

Selon le paragraphe 16(1) de la LSRN, la Commission peut engager les employés nécessaires à l’application de cette loi (voir l’alinéa 8.1b)).

La Commission exerce ses fonctions suivant un processus ouvert et transparent. Les audiences et les réunions publiques 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).

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 (voir l’alinéa 7.2(ii)a)). 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 REGDOC de la CCSN aux fins de publication, ou l’examen de l’état des centrales nucléaires, du rendement des titulaires de permis 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 qui ne font pas partie de la CCSN et ayant des compétences techniques ou spécialisées 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. Un exemple est le Comité consultatif externe sur les tubes de force, créé en juillet 2021, dont l’objectif est de donner aux commissaires des conseils d’experts objectifs et impartiaux relatifs aux questions techniques sur les tubes de force, notamment les dépassements des limites de concentration d’hydrogène équivalent et la modélisation connexe.

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 contributions et 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.

Afin de 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 une question à l’étude ou la méthode proposée pour l’étudier). Un exemple de l’une de ces analyses se trouve dans le septième rapport du Canada. Plus récemment, le secteur nucléaire a participé avec le personnel de la CCSN à un projet de recherche parrainé par la CCSN et visant à examiner la méthodologie des statistiques sur les valeurs extrêmes utilisée pour calculer les seuils de déclenchement de la protection contre les surpuissances neutroniques dans les centrales nucléaires CANDU.

Les caractéristiques générales de la CCSN décrites ci-dessus et dans les paragraphes suivants lui permettent de remplir aisément son mandat tout en lui offrant la souplesse nécessaire pour s’adapter à l’évolution des circonstances.

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 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 d’abord être approuvées par le 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, comme il est décrit dans le paragraphe suivant.

La Commission soumet son rapport annuel au Parlement, ainsi que son plan ministériel. La présidente de la CCSN, qui dirige la 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).

Bien que la CCSN soit sans équivoque l’autorité en matière de réglementation à l’égard de la 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 les 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.

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, à l’énergie nucléaire et à 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 sur l’évaluation d’impact (LEI), la CCSN fournit une expertise technique à l’Agence d’évaluation d’impact du Canada, et les commissaires participent à titre de membres de la commission d’examen intégré. Voir l’alinéa 7.2(ii)a) pour d’autres détails.

Afin de remplir son mandat, tout comme les institutions du gouvernement fédéral, la CCSN collabore également avec plusieurs organisations provinciales et municipales (voir l’alinéa 7.1b)).

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 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. 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 payant des droits en augmentant ces droits.

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, ce qui nécessite la participation et le soutien du ministre des Ressources naturelles. 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 également demander des fonds supplémentaires en passant par le processus budgétaire annuel du gouvernement du Canada.

8.1b) Organisation de la CCSN

Organigramme de chacune des directions générales de la CCSN. La présidente est en haut, à côté de la Commission. En dessous de la présidente figure la Direction générale des affaires juridiques et de la Commission à côté de la Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique. Dans le bas, il y a les 4 directions générales de la CCSN, soit la Direction générale de la réglementation des opérations, la Direction générale du soutien technique, la Direction générale des affaires réglementaires et la Direction générale des services de gestion.

Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique

La Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique (DAIEE) fournit un ensemble de services indépendants, objectifs et neutres relatifs à l’audit interne, à l’évaluation, aux valeurs et à l’éthique et qui visent à appuyer l’atteinte des objectifs stratégiques de la CCSN et à améliorer les activités et l’expérience du personnel à la CCSN. La division comprend le Bureau des valeurs et de l’éthique, qui offre des services liés aux conflits d’intérêts, aux plaintes externes, à la gestion informelle des conflits, aux enquêtes et à d’autres domaines. (Voir l’annexe 8.1b) pour d’autres renseignements sur les dispositions relatives aux valeurs et à l’éthique à la CCSN.) La DAIEE relève directement de la présidente de la CCSN, mais rend compte également au Comité de la mesure du rendement et de l’évaluation (CMRE) et au Comité ministériel d’audit (CMA). Le CMA 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 5 membres : 3 qui proviennent de l’extérieur de l’organisation, la présidente de la CCSN et le registraire de la Commission (description présentée dans le paragraphe suivant). Le CMA a pour tâche de vérifier tous les domaines fondamentaux des contrôles en matière de gestion et de reddition de comptes, de la gestion du risque et des pratiques touchant les valeurs et l’éthique et de la fonction d’audit interne de la CCSN.

La CCSN comprend 5 directions générales, dirigées par 5 vice-présidents : Affaires juridiques et de la Commission; Réglementation des opérations; Soutien technique; Affaires réglementaires; et Services de gestion. Les 2 premières directions générales sont décrites dans cette partie, tandis que la Direction générale du soutien technique, la Direction générale des affaires réglementaires et la Direction générale des services de gestion sont décrites à l’annexe 8.1b).

Direction générale des affaires juridiques et de la Commission

La Direction générale des affaires juridiques et de la Commission a été créée au cours de la période de référence et regroupe en une seule direction générale et sous l’autorité d’un seul vice-président les 2 fonctions autrefois distinctes des Services juridiques et du Greffe de la Commission (anciennement connu sous le nom de Secrétariat de la Commission). Les Services juridiques agissent à titre d’avocat pour la Commission dans ses fonctions en vertu de la LSRN et fournissent une représentation juridique en cas de litiges ou de poursuites. Ils fournissent également des conseils et des avis légaux aux membres du personnel de la CCSN. Le Greffe de la Commission comprend le registraire 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 commissaires; 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.

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 des technologies de réacteurs avancés

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. La direction comprend les 5 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 4 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 qui travaillent à temps plein sur le site de chacune des centrales nucléaires en exploitation afin de diriger les activités du programme de conformité de la CCSN (décrit à l’alinéa 7.2(iii)b)) et de contribuer à la réalisation de celles-ci. 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 agents du programme de réglementation et d’autres membres du personnel de soutien à l’administration centrale de la CCSN sont également assignés à chaque DPR. Les DPR sont aussi soutenues par le personnel de la Direction générale du soutien technique.

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 en matière de sûreté 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, dont le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada.

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 parmi le personnel des directions. 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, ainsi que l’emballage et le transport).

La Direction des technologies de réacteurs avancés a été créée au cours de la période de référence pour avoir une direction spécialisée dans les technologies novatrices (comme les PRM). À la fin de la période de référence, cette direction comprenait 4 divisions :

• la Division de l’autorisation des réacteurs avancés
• la Division de l’évaluation des réacteurs avancés
• 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 réacteurs avancés a pour mandat d’exercer une surveillance réglementaire au moyen d’activités d’autorisation, de vérification de la conformité et d’autres activités visant les PRM qui pourraient être construits au Canada. Cette division assure un état de préparation en vue de l’autorisation de toute technologie émergente.

La Division de l’évaluation des réacteurs avancés gère les examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation afin de prodiguer aux fournisseurs des conseils en matière de réglementation au sujet de la conception de leurs réacteurs.

La Direction des technologies de réacteurs avancés participe à des activités internationales qui ont une incidence sur les projets de construction de nouvelles centrales nucléaires, notamment celles du forum de la technologie des petits réacteurs modulaires. Elle a aussi participé au programme multinational d’évaluation de la conception (PMEC). Voir le préambule de l’article 18 pour en savoir plus sur les examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation et le PMEC.

La Division de la gestion interne de la qualité s’occupe, entre autres fonctions, du renforcement du système de gestion de la CCSN, de la promotion d’une saine culture de sûreté, de l’exécution et de la coordination des initiatives d’amélioration de la CCSN et de la mise en œuvre d’autoévaluations 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, la surveillance et l’établissement de rapports, ainsi que le maintien et la coordination centrale des activités et programmes de soutien dans tous les programmes de réglementation. Au cours de la prochaine période de référence, une autre réorganisation de la CCSN pourrait avoir lieu afin d’harmoniser et de renforcer ces fonctions importantes – en les retirant de la Direction des technologies de réacteurs avancés, tout en continuant de maintenir et de renforcer la capacité des 2 autres divisions de cette direction.

8.1c) Maintien d’un personnel compétent

Gestion de l’effectif

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). Le renforcement des capacités du personnel pour améliorer l’état de préparation au développement des PRM est apparu comme une priorité essentielle au cours de la période de référence.

Une initiative de renouvellement a permis à la CCSN d’embaucher 215 personnes en 2014, ce qui s’est traduit par l’intégration permanente de 118 employés au sein de l’organisation. Afin de favoriser le perfectionnement professionnel de ces nouveaux employés au cours de leurs 2 premières années d’emploi, et de les aider gravir les échelons au sein de l’organisation, ceux-ci doivent acquérir une expérience de travail diversifiée. Cette expérience 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. Au cours de la période de référence, on a mis davantage l’accent sur la formation, les ateliers et d’autres possibilités d’apprentissage liées aux technologies émergentes et aux nouvelles conceptions de réacteurs.

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; le renforcement de la résilience et de l’esprit critique; la compréhension et le rejet des préjugés inconscients dans le milieu de travail; l’analyse et la résolution des problèmes; et la communication des risques au public.

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 site de la CCSN en poste dans une centrale donnée détermine que l’inspecteur respecte toutes les exigences de formation. Il faudra environ 18 mois à un inspecteur pour obtenir une accréditation 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 dispose d’un programme bien établi de rotation des étudiants coop d’une durée de 15 mois qui prévoit 3 rotations de 5 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, de l’Université de la Colombie-Britannique et de l’Université de Calgary.

8.1d) Système de gestion et processus de planification des activités de réglementation

Le système de gestion de la CCSN (aussi connu sous le nom de Navigateur) intègre les personnes, les processus et les ressources dans le cadre de réglementation général. 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 Partie 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 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 répond aux besoins de la CCSN.

Le Manuel du Navigateur de la CCSN est le document directeur de la hiérarchie des documents du système de gestion. Il s’applique à tout le personnel de la CCSN et couvre aussi bien les domaines d’activité touchant la réglementation que ceux touchant les services internes.

Le Manuel du Navigateur explique comment les composantes organisationnelles de la CCSN s’agencent et décrit de façon générale les interactions et éléments essentiels dans le cadre du travail de la CCSN. 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 politiques, des documents sur les processus, des instructions de travail détaillées et d’autres outils élaborés au besoin qui fournissent de l’orientation au personnel et, dans leur ensemble, des indications sur les méthodes de travail utilisées par la CCSN pour remplir ses fonctions.

La CCSN documente 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’évaluation et d’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 et est 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

Le Bureau du vérificateur général du gouvernement du Canada effectue régulièrement des audits de divers programmes de la CCSN. Le huitième rapport du Canada décrivait les résultats et le suivi de l’audit le plus récent qui concernait les centrales nucléaires. À la fin de la période de référence, le Bureau du vérificateur général s’affairait à terminer un audit des programmes liés à la gestion des déchets nucléaires. Si des constatations visent des centrales nucléaires en exploitation ou des réacteurs en construction, les résultats seront présentés dans le dixième rapport national du Canada.

Mission EPREV au Canada

La mission d’examen de la préparation aux situations d’urgence (EPREV) a eu lieu au Canada en juin 2019. La CCSN, 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 titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation, y ont participé. Voir l’alinéa 16.1g) pour en apprendre davantage sur les résultats.

Mission au Canada du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR)

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 solide et bien rodé. 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 2 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 2missions sont aujourd’hui closes.

Toujours soucieuse de faire preuve d’excellence sur le plan de la réglementation, la CCSN a accueilli 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. 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 a été rédigé et publié. Le rapport a fourni de précieux renseignements à la CCSN et à d’autres ministères fédéraux canadiens et a permis de présenter au Canada 6 bonnes pratiques, 16 suggestions et 4 recommandations. Plusieurs des suggestions ne concernaient pas directement les centrales nucléaires, et plusieurs autres n’ont pas été acceptées par le Canada et ne seront pas abordées dans le présent rapport. Parmi les 4 recommandations, 2 n’entrent pas dans le champ d’application de la Convention, mais sont mentionnées dans le rapport par souci d’exhaustivité.

La première recommandation portait sur le cadre stratégique canadien de gestion des déchets radioactifs, qui fait l’objet d’un examen plus détaillé dans le septième 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. La deuxième recommandation visait l’établissement de contraintes de dose pour toutes les installations de catégorie I, un aspect abordé lors de l’élaboration du REGDOC-2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement. La troisième recommandation concernait l’uniformité des exigences en matière de radioprotection, question qui a été abordée avec la récente révision du Règlement sur la radioprotection (voir l’article 15). La dernière recommandation touchait la révision des orientations pour les demandes d’homologation de la conception de colis. Cette question sera examinée dans le cadre d’une révision du document d’application de la réglementation RD-364, Guide d’approbation des colis de transport du type B(U) et des colis transportant des matières fissiles Canada–États-Unis de la CCSN, qui devrait être publié en 2023.

Comme nous l’avons déjà mentionné, plusieurs des suggestions ne concernaient pas directement les centrales nucléaires. Toutefois, celles qui étaient pertinentes portaient sur des sujets tels que :

• garantir un personnel qualifié et compétent pour réglementer les installations existantes ainsi que les technologies émergentes
• regrouper les politiques de sûreté en un seul document
• officialiser les échanges d’inspecteurs entre les sites
• assurer l’objectivité et l’indépendance des inspecteurs de site

La CCSN donnera suite à ces suggestions grâce à diverses initiatives et à l’officialisation des pratiques existantes.

La mission du SEIR a également reconnu plusieurs bonnes pratiques de la CCSN qui se rapportent aux centrales nucléaires, par exemple :

• mise en place d’un système exhaustif de collecte, d’analyse et de communication de la rétroaction en matière d’expérience de réglementation
• engagement afin d’assurer un niveau élevé de transparence et d’ouverture auprès du public, des intervenants et des parties intéressées à l’égard de ses activités et décisions d’ordre réglementaire
• élaboration de façon proactive des guides et des processus exhaustifs pour aider les demandeurs éventuels à déterminer le contenu des demandes de permis visant des PRM

Le document intitulé Réponse du Canada au rapport de la mission du SEIR 2019 - Commission canadienne de sûreté nucléaire présente la réponse complète du Canada aux suggestions et aux recommandations découlant de cette mission.

Autres initiatives d’amélioration de la CCSN

L’amélioration continue à la CCSN résulte d’un engagement de l’organisation envers l’excellence et est facilitée par certaines initiatives. Un certain nombre d’améliorations (p. ex., au cadre de réglementation) sont décrites ailleurs dans le présent rapport, mais quelques initiatives internes à la CCSN sont brièvement décrites dans les paragraphes suivants.

En 2019, la CCSN a lancé un examen stratégique appelé projet Athéna afin de se préparer aux changements prévus dans le secteur nucléaire au cours des 5 à 10 prochaines années. Le secteur nucléaire et le contexte opérationnel de la CCSN évoluent rapidement, et de nombreux défis émergent simultanément. Le projet Athéna vise à produire des renseignements de grande qualité, fondés sur des éléments probants, au sujet des activités de la CCSN, ainsi qu’à élaborer des solutions de changement crédibles afin que la CCSN soit prête à s’adapter au nouvel environnement et à demeurer un organisme de réglementation efficace, moderne et agile. Le projet a permis de colliger des éléments probants à partir de multiples sources, comme des autoévaluations, des analyses comparatives et la consultation des parties intéressées. En outre, à la suite d’une vaste mobilisation à l’interne, le projet a permis de recueillir près de 700 suggestions du personnel pour améliorer ou renforcer le travail de la CCSN. En 2021-2022, le projet a franchi une étape importante, puisqu’il a permis à la CCSN de commencer à prendre des décisions fondées sur des éléments probants concernant les mesures qui l’aideront à se positionner pour l’avenir.

Certains projets d’amélioration adaptative ont également été lancés au cours de la période de référence. Comme le mentionne le paragraphe 7.2(i), dans le cadre du projet sur les TPNE, on a examiné la pertinence du cadre de réglementation à la lumière de l’évolution des technologies perturbatrices, novatrices et émergentes qui étaient mises en œuvre ou envisagées par les titulaires de permis. Comme il en est question à l’alinéa 7.2(iii)b), le projet Forge a aussi permis d’examiner l’application des nouvelles technologies, mais quant à la façon dont elles pourraient être mises à profit pour améliorer l’efficacité de la surveillance réglementaire de la CCSN.

Au cours de la période de référence, la CCSN a aussi entrepris diverses initiatives pour comprendre les enjeux et favoriser un environnement plus sain en matière d’équité, de diversité et d’inclusion. Un certain nombre de réseaux ont été créés ou se poursuivent et ont évolué, comme le Réseau des femmes en STIM, le Réseau des employés noirs, le Réseau des employés autochtones, le Réseau de l’accessibilité, le Réseau de la fierté et le Réseau de la diversité. Ces réseaux favorisent le dialogue et soulèvent des questions qui, en plus de profiter aux personnes, rendent l’ensemble de l’effectif plus réceptif, plus perspicace et mieux adaptable. Enfin, la CCSN a également établi un processus officiel (dirigé par la DRCN) pour lancer des idées et examiner des possibilités d’amélioration.

Surveillance interne de la CCSN

Les contrôles de gestion de la CCSN comprennent les autoévaluations, les audits internes et les évaluations. Ces services sont conformes aux orientations internes de la CCSN, ainsi qu’aux politiques et procédures établies du gouvernement du Canada.

La Division de la gestion interne de la qualité s’occupe des autoévaluations, tandis que la DAIEE effectue les évaluations et les audits internes selon un plan intégré d’audit et d’évaluation pluriannuel et axé sur les risques, qui est approuvé par la haute direction, le Comité ministériel d’audit (CMA) et le Comité de la mesure du rendement et de l’évaluation (CMRE). Les audits internes permettent d’évaluer le système de gestion et ses processus, entre autres, tandis que les évaluations permettent d’évaluer les résultats des programmes. Les rapports d’audit interne et d’évaluation sont transmis au Secrétariat du Conseil du Trésor du gouvernement canadien et publiés sur le site Web externe de la CCSN.

Au cours de la période de référence, la CCSN a effectué 15 missions d’audit interne et d’évaluation, dont les suivantes qui touchaient les centrales nucléaires :

• Rapport d’étape – Direction de la réglementation des centrales nucléaires – Inspections de type II
• Examen des processus d’inspection de la Direction de l’évaluation et de la protection environnementales et radiologiques
• Examen des processus d’inspection de la Direction de la sécurité et des garanties
• Évaluation du rôle des responsables de la radioprotection (RRP)

Les différentes évaluations se traduisent par des plans d’action qui sont approuvés puis contrôlés par la direction générale, ainsi que par la DIAEE, le CMA et le CMRE.

Par ailleurs, la CCSN a pris part à des audits horizontaux avec d’autres ministères fédéraux dirigés par le Bureau du contrôleur général. Le dernier de ces audits a été publié en 2020 et peut être consulté en cliquant sur le lien suivant : Rapport final du BVG pour l’Audit interne horizontal de la sécurité matérielle dans les grands et petits ministères

Autres

Le personnel de la CCSN prend 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 activités d’amélioration 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, participation et consultation

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.

Depuis 2018, les documents présentés aux séances de la Commission sont téléchargeables sur le site Web de la CCSN. En 2022, la CCSN augmentera davantage la diffusion d’information qui appuie les activités et les décisions en matière de réglementation, et rendra les rapports, les documents et les données scientifiques plus accessibles et plus faciles à utiliser grâce aux registres des installations sur le site Web de la CCSN, ainsi que sur les plateformes scientifiques ouvertes du gouvernement du Canada.

La CCSN multiplie les activités de relations externes et de mobilisation auprès des jeunes, des Nations et communautés autochtones, 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, LinkedIn, 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 dont les parties intéressées peuvent participer au processus de réglementation.

Au cours de la période de référence, la CCSN a tenu un certain nombre de réunions avec des groupes autochtones et a organisé des webinaires sur les projets de construction de nouvelles centrales nucléaires. Ces réunions concernaient l’état d’avancement du projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington, en mettant l’accent sur la portée, l’approche et le processus d’autorisation pour le renouvellement du permis de préparation de l’emplacement. Elles ont aussi porté sur l’évaluation environnementale et les processus d’autorisation en vue du projet proposé par Global First Power aux Laboratoires de Chalk River.

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 discussions au niveau des politiques 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 (dont il est question à la fin du présent paragraphe) 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 sans 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 de façon sûre 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 aussi disponibles.

Au cours de la période de référence, la Partie 1 d’une audience associée au renouvellement du permis de la centrale nucléaire de Point Lepreau a eu lieu virtuellement. La Partie 2 aura lieu dans la communauté d’accueil en mai 2022. La participation du public à l’audience à venir a été encouragée en publiant des annonces dans les journaux locaux, en envoyant des avis par courriel aux abonnés de la CCSN, et par le biais des canaux Facebook, Twitter, LinkedIn et YouTube de la CCSN. Des séances d’information de la CCSN ont également été organisées dans les collectivités, en personne et virtuellement, bien avant l’audience. La Commission examinera plus de 240 interventions du public, par mémoires et exposés oraux, 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.

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 s’est dotée d’un Programme de financement des participants (PFP) qui permet aux Nations et communautés autochtones, aux membres du public 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 séances 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 tiennent les séances de la Commission pour y présenter un exposé oral (s’il y a lieu). Ce soutien financier permet aussi aux Nations et communautés autochtones et au public de participer à des aspects 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 Nations et communautés autochtones afin qu’elles tiennent des réunions avec le personnel de la CCSN sur les installations réglementées par cette dernière et les activités suscitant un intérêt. Depuis 2017, un financement est également mis à la disposition des Nations et 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 3 494 324,09 $ dans le cadre du PFP en ce qui a trait aux activités et aux processus de réglementation de la CCSN, y compris les évaluations environnementales, les renouvellements et les modifications de permis, les études fondées sur le savoir autochtone, les activités de surveillance en collaboration et les activités de consultation et de mobilisation des Nations et communautés autochtones.

Consultation et mobilisation des Autochtones

L’engagement de la CCSN à l’égard de processus de consultation et de mobilisation des Autochtones qui soient efficaces et véritables est guidé par le document du gouvernement du Canada intitulé Consultation et accommodement des Autochtones – Lignes directrices actualisées à l’intention des fonctionnaires fédéraux pour respecter l’obligation de consulter – Mars 2011. La Déclaration de politique de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) : Engagement de la CCSN à l’égard de la consultation et de la mobilisation des peuples autochtones décrit l’approche adoptée par l’organisation pour établir des relations et remplir ses obligations juridiques, à titre de mandataire de la Couronne et d’organisme de réglementation nucléaire du Canada, en ce qui a trait à la consultation des Autochtones ainsi qu’à leur participation aux projets réglementés par la CCSN.

Le REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones de la CCSN, énonce les exigences et l’orientation à l’intention des titulaires de permis dont les projets proposés pourraient donner lieu à l’obligation du gouvernement du Canada de consulter les Nations et communautés autochtones. Il permet de bien tenir compte des droits autochtones ou issus de traités, potentiels ou établis, ainsi que des intérêts qui y sont liés. Bien que la CCSN ne puisse pas déléguer son obligation, elle peut déléguer les aspects procéduraux du processus de consultation aux titulaires de permis, le cas échéant. Les informations recueillies et les mesures proposées par les titulaires de permis pour éviter, atténuer ou compenser les effets négatifs peuvent être utilisées par le personnel de la CCSN pour aider cette dernière à s’acquitter de ses obligations de consulter. La mise en œuvre du REGDOC-3.2.2 a donné lieu à une mobilisation plus importante des Autochtones, et a permis d’uniformiser l’approche de la CCSN et celle des titulaires de permis en matière de consultation et de mobilisation, ainsi que de resserrer les liens avec les Nations et communautés autochtones.

En 2021, la CCSN a publié et mis en œuvre un cadre stratégique sur le savoir autochtone qui donne un aperçu de l’approche adoptée par la CCSN pour utiliser le savoir autochtone. La CCSN reconnaît l’importance de tenir compte du savoir autochtone pour mettre en œuvre des pratiques exemplaires, respecter les exigences prévues par la loi (p. ex., la Loi sur l’évaluation d’impact), établir des relations de confiance avec les Nations et communautés autochtones, et satisfaire à l’obligation de les consulter. Dans l’ensemble, le savoir autochtone peut aider la CCSN à mieux comprendre les répercussions éventuelles des projets nucléaires et à renforcer la rigueur des examens de projets et de la surveillance réglementaire.

La CCSN a travaillé en collaboration avec les Nations et communautés autochtones afin d’instaurer des relations officielles grâce à un cadre de référence pour une mobilisation à long terme. Le personnel de la CCSN s’engage à poursuivre les activités de mobilisation en dehors des processus de réglementation de la CCSN pour certains projets nucléaires avec les Nations et communautés autochtones, qu’un cadre de référence ait été conclu ou non. La stratégie de mobilisation de la CCSN devrait contribuer à forger des liens constructifs durables avec les Nations et communautés autochtones qui seront propices à leur participation accrue aux activités de surveillance de la CCSN ainsi qu’à des consultations et une mobilisation plus efficaces dans le cadre de projets futurs. L’approche de la CCSN en matière de consultation et de mobilisation des peuples autochtones et de collaboration avec eux respecte les principes de la Déclaration des Nations Unies sur les droits des peuples autochtones, ainsi que l’objectif du gouvernement du Canada de favoriser une réconciliation véritable avec les peuples autochtones au Canada.

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 cadres des titulaires de permis de centrale nucléaire qui sont responsables de la sûreté des activités nucléaires 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 enjeux établis et émergents touchant le mandat de la CCSN à l’égard de la santé, de la sécurité, de la sûreté et de 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, l’équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation, 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).

8.1g) Harmonisation et activités internationales

La CCSN participe à diverses activités internationales et contribue à l’harmonisation internationale en matière de réglementation nucléaire. La CCSN préside la Réunion des cadres supérieurs des organismes de réglementation des réacteurs CANDU, qui est organisée par l’AIEA, afin de faciliter l’échange de renseignements sur la réglementation qui concerne précisément les centrales nucléaires dotées de réacteurs CANDU. La CCSN participe aussi activement au Groupe sur la sûreté et la sécurité nucléaires du G7.

La CCSN a signé de nombreux protocoles d’entente avec les organismes de réglementation nucléaire d’autres pays. Au cours de la période de référence, la CCSN a conclu de nouveaux protocoles de coopération avec la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États-Unis et l’Office de réglementation nucléaire du Royaume-Uni; ces protocoles portent sur les technologies de réacteurs avancés et de PRM, tel qu’il est mentionné à l’alinéa 7.2(ii)a).

En outre, la CCSN participe activement au Forum des organismes de réglementation de PRM de l’AIEA. Les discussions et les rapports précédents ont porté sur le processus d’autorisation. Parmi les travaux déjà réalisés par le forum, mentionnons les rapports sur la conception première en son genre par comparaison avec l’énième conception du genre, ainsi que l’autorisation des projets à modules multiples. La collaboration, les évaluations conjointes, la reconnaissance ou l’acceptation réglementaire mutuelle et l’harmonisation font partie des sujets actuellement examinés dans le cadre du Forum des organismes de réglementation de PRM.

La CCSN a collaboré avec l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN) en décembre 2020 dans le cadre d’un atelier virtuel visant à examiner les pratiques exemplaires en matière de réglementation au moment d’autoriser des technologies nouvelles et novatrices. L’atelier a permis aux organismes de réglementation et aux parties intéressées de différents secteurs, dont le nucléaire, d’échanger leurs expériences en matière de normalisation, d’examen de la conception, de systèmes d’autorisation et de production de rapports, et de coopération internationale. Parmi les thèmes abordés, citons la nécessité de trouver un équilibre entre l’harmonisation et la souveraineté/responsabilité de chaque organisme de réglementation national, et l’importance de faire en sorte que le public ait confiance dans les progrès connexes et les décisions qui en découlent.

Le Canada est un fervent partisan de l’initiative d’harmonisation et de normalisation nucléaires, lancée par l’AIEA. La mise en œuvre de cette initiative devrait débuter au cours de la prochaine période de référence.

La CCSN a également poursuivi son travail au sein du PMEC, bien que sa participation ait diminué au cours de la période de référence. Voir l’article 18 pour de plus amples renseignements.

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 définit la Commission (décrite à l’alinéa 7.1a)) comme 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 Greffe de la Commission (anciennement le Secrétariat). Le personnel de la CCSN, à l’exception du personnel du Greffe de la Commission et de la présidente, a 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 aussi 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. Les détails du cadre d’action éthique et responsable de la CCSN sont présentés à l’annexe 8.1b).

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.

Le paragraphe 12(1) du 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 normatif et repose plutôt sur des exigences et des normes de rendement de nature générale qui offrent 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. Une fois 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.

Comme l’indique l’alinéa 13a), tous les titulaires de permis doivent mettre en place et tenir à jour un système de gestion, qui s’applique aux organisations des titulaires de permis ainsi qu’aux organisations engagées à contrat par ces derniers. On s’attend à ce qu’un système de gestion d’une centrale nucléaire établisse la sûreté comme objectif prioritaire, 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 diverses dispositions liées aux systèmes de gestion des titulaires de permis permettent 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’OPEX, 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 aussi 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)).

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

• se conformer aux exigences réglementaires énoncées dans les lois et règlements pertinents
• exploiter leurs installations selon le fondement d’autorisation (article 19)
• établir, appliquer et respecter des limites d’exploitation sûre (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 (article 10)
• surveiller le rendement du personnel et celui des installations, ainsi que l’OPEX afin de s’assurer qu’ils répondent aux attentes (alinéa 12a), alinéa 14(ii)a) et 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 pour mener à bien les activités planifiées et établir des plans d’urgence, ainsi que pour gérer les situations imprévues, y compris des situations d’urgence (alinéa 11.2a))
• maintenir les ressources humaines nécessaires à long terme (alinéa 11.2b))

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)e)). À titre d’exemple additionnel, Bruce Power, OPG et Énergie NB initient 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 3 à 5 jours) des activités aux centrales nucléaires qui pourraient avoir une incidence sur le rendement et la sûreté nucléaire. Elle rend compte 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.

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 (le cas échéant), de coordonner les initiatives d’amélioration et les mesures visant à résoudre les problèmes, ainsi que d’en établir l’ordre de priorité, et 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 des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) sont membres du Groupe des propriétaires de CANDU (COG, décrit à la section D.1 du chapitre I). 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 de développement (décrites à la section D.2 du chapitre I), le COG aide les titulaires de permis à s’acquitter de leurs responsabilités des manières suivantes :

• en mettant en commun l’OPEX et en offrant un soutien à tous les membres du COG pour résoudre des problèmes techniques et d’exploitation
• en élaborant et en assurant la gestion de projets et de services financés conjointement
• en adoptant des stratégies et des plans communs pour résoudre des questions de réglementation liées à la sûreté nucléaire
• en 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

Le COG a mis en place 2 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. 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.

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

La Tribune des chefs de l’exploitation nucléaire, qui regroupe des représentants de la haute direction de tous les titulaires de permis de centrale nucléaire 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 de haut niveau pour les travaux effectués par les groupes de pairs de façon à mieux comprendre et à mieux résoudre les questions de sûreté. Elle procure les avantages suivants : une cohérence des positions adoptées en matière d’autorisation, une harmonisation des orientations stratégiques 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.

Un forum du COG sur la pandémie a été créé en mars 2020 à la demande des chefs de l’exploitation nucléaire. Des représentants d’OPG, de Bruce Power, d’Énergie NB, des LNC, de la Societatea Nationala Nuclearelectrica (Cernavoda, Roumanie) et de la Nucleoelectrica Argentina SA (Embalse, Argentine) comptent parmi les membres de ce forum. Le forum était également représenté au sein des équipes de lutte contre la pandémie de l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO), du Nuclear Energy Institute (NEI) et de l’AIEA. Des réunions virtuelles périodiques ont permis aux membres d’élaborer et de mettre en œuvre des pratiques exemplaires concernant les plans d’isolement du personnel essentiel, une intervention graduelle dans le cas où une situation dégénère, les horaires des équipes, les politiques de vaccination et de dépistage, l’utilisation des masques, le stockage de produits de base, l’orientation fournie aux superviseurs et les protocoles de rétablissement. Les exploitants ont aussi procédé à des évaluations comparatives avec l’INPO et la WANO, notamment en ce qui concerne l’exécution des arrêts.

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

Divulgation proactive et communications publiques

Le REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques de la CCSN 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 exige des demandeurs de permis qu’ils décrivent « 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 relations externes réalisées par des titulaires de permis de centrale nucléaire et des demandeurs de permis 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 délivrance de chaque permis, 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. 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 maintien en poste en permanence des inspecteurs qualifiés et d’expérience. Ils ont, au jour le jour, des échanges soutenus avec les titulaires de permis et surveillent étroitement leurs activités (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 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 contribue 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 acquitté au cours de la période de référence

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 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 de recourir à des mesures d’application, comme 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 centrales nucléaires.

Les titulaires de permis se sont aussi 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’OPEX 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. Ces améliorations se sont poursuivies tout au long de la pandémie de COVID-19, bien qu’il y ait pu y avoir quelques retards au début de la pandémie pendant que les titulaires de permis élaboraient des protocoles de sécurité contre la COVID afin de garantir la sécurité des travailleurs effectuant le travail.

Partie C
Considérations générales de sûreté

La partie C du chapitre III comprend les 7 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.

Introduction et exigences générales

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 les pairs et à apporter des améliorations continues. À titre d’exemple, les titulaires de permis de centrales nucléaires participent régulièrement aux évaluations organisées par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO) (voir l’alinéa 14(i)e)). Le gouvernement du Canada a également démontré son engagement à l’égard des évaluations par les pairs et des améliorations, notamment en accueillant des missions du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) et du service d’examen de l’état de préparation aux situations d’urgence (EPREV) de l’AIEA (voir l’alinéa 8.1e)). En outre, les titulaires de permis et la CCSN démontrent leur engagement soutenu à l’égard de la sûreté nucléaire en parrainant des activités de R-D liées à la sûreté et en y participant (pour obtenir des renseignements supplémentaires, voir l’appendice D).

Aux termes du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI), les demandeurs de permis visant des installations de catégorie I doivent décrire les mesures qu’ils proposent pour promouvoir une culture de sûreté et l’appuyer.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mis en œuvre le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté. Ce REGDOC :

• officialise 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 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
• officialise les exigences et les attentes à l’égard des titulaires de permis en ce qui concerne la culture de sûreté aux centrales nucléaires
• clarifie et met en œuvre le rôle et la stratégie de surveillance de la CCSN visant à confirmer que les titulaires de permis de centrales nucléaires mènent des autoévaluations de la culture de sûreté qui sont appropriées et mettent en œuvre de manière efficace les mesures correctives découlant de ces évaluations.

Le REGDOC-2.1.2 s’applique à la fois à la culture de sûreté et à la culture de sécurité, lesquelles coexistent et se renforcent mutuellement. Il est entendu que le terme « culture de sûreté » comprend la culture de sécurité.

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

Afin d’accorder une priorité absolue à la sûreté, les membres de la haute direction et les gestionnaires d’une organisation doivent en faire une valeur fondamentale, 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 générales en matière de sûreté sont intégrés de façon adéquate aux activités du titulaire de permis.

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont établi des politiques qui confèrent à la sûreté nucléaire la priorité qui lui revient. De plus, ils ont tous 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 centrales nucléaires 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 rapidement. Ces processus continuent d’évoluer au fur et à mesure qu’ils sont utilisés et que les leçons apprises sont communiquées aux autres titulaires de permis.

Des évaluations de l’exploitabilité des systèmes et des composants sont effectuées lorsqu’il existe des incertitudes quant à leur capacité à remplir leur fonction de sûreté. Des processus décisionnels sont appliqués pour résoudre les problèmes importants nécessitant une intervention rapide et coordonnée afin de corriger des conditions anormales, prévues ou indéterminées, ayant une incidence sur la sûreté. D’autres pratiques, dont la présence de gestionnaires sur le terrain et la formation de comités de surveillance, aident également à s’assurer que l’on continue d’accorder à la sûreté la priorité requise.

Les systèmes de gestion des titulaires de permis de centrales nucléaires sont fondés sur la norme N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires du Groupe CSA. Cette norme repose sur le principe selon lequel « la sûreté est la considération primordiale qui guide les décisions et les actions » et inclut une exigence à l’égard de la culture de sûreté qui stipule ce qui suit :

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

Outre les titulaires de permis, bon nombre d’organisations mènent des activités qui sont directement liées à la sûreté des centrales nucléaires. Toutefois, aux termes de l’article 9, le titulaire de permis est directement responsable de la sûreté. Les systèmes de gestion des titulaires de permis de centrales nucléaires comportent des dispositions permettant de vérifier les politiques des autres organisations embauchées par les titulaires de permis pour des travaux contractuels. Voir l’alinéa 13a) pour obtenir des renseignements supplémentaires.

10b) Culture de sûreté aux centrales nucléaires en exploitation

Approche globale

La culture de sûreté aux centrales nucléaires canadiennes repose sur un engagement collectif pris par l’ensemble du personnel et de la direction visant à faire de la sûreté la priorité absolue au moment de prendre des décisions et d’effectuer des travaux. Le personnel et la direction y parviennent 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 responsabilité, 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 à l’échelle organisationnelle et en faisant la promotion d’une « culture équilibrée » visant à apprendre le plus possible des événements et des incidents évités de justesse, sans pour autant éliminer la possibilité de tenir des personnes responsables de leurs gestes.

Une hiérarchie et des voies de communication claires sont établies, afin que chacun des membres de l’organisation connaisse ses responsabilités à l’égard de la sûreté nucléaire. En dernier ressort, la haute direction est responsable de la sûreté de la centrale, et on s’attend à ce qu’elle élabore des processus pour promouvoir les programmes de sûreté et faire le suivi de leur efficacité, et à ce qu’elle démontre par ses gestes que la sûreté constitue sa principale préoccupation. Les superviseurs doivent également démontrer par leur comportement qu’ils s’attendent à ce que leur personnel se conforme aux processus de sûreté tout en faisant la promotion d’une attitude propice à la remise en question. À l’échelle individuelle, on met l’accent sur le professionnalisme et la responsabilisation sur le plan nucléaire de chaque personne qui participe à une activité ayant une incidence sur la sûreté de la centrale nucléaire. On s’attend à ce que l’ensemble du personnel connaisse les procédures et s’y conforme. Ceci donne l’assurance que l’on respecte les règles, les politiques et les règlements 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. On favorise le respect de ces attentes en formant le personnel et en prêchant par l’exemple; on en fait le suivi par le biais d’observations sur le terrain, de comités de surveillance et d’autoévaluations; et on les renforce par le mentorat et par des mécanismes visant à encourager le repérage des problèmes et la prise de mesures correctives efficaces.

Autoévaluations de la culture de sûreté

Les titulaires de permis de centrales nucléaires effectuent des autoévaluations 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 autoévaluations de la culture de sûreté offrent des occasions d’apprentissage et d’amélioration. Cependant, dans le cas des autoévaluations, il est possible que des questions ou des circonstances importantes soient omises à cause de la nonchalance et d’une trop grande familiarité avec la façon de mener les affaires à l’interne. Pour cette raison, l’industrie a adopté plusieurs approches pour essayer d’éliminer la possibilité d’être atteinte d’une « cécité organisationnelle », notamment les suivantes :

• l’élaboration d’une orientation commune en matière d’évaluation de la culture de sûreté et la communication de renseignements entre les titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada par l’entremise du Groupe de travail sur la culture de sûreté et les facteurs organisationnels et humains du COG
• l’utilisation par les titulaires de permis de l’orientation fournie par la WANO, l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO) et le Nuclear Energy Institute (NEI) comme fondement de leurs exigences en matière d’autoévaluation
• l’ajout de la culture de sûreté aux évaluations régulières indépendantes effectuées par d’autres organismes du secteur
• 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. 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. Ils surveillent aussi de façon périodique les mesures découlant des évaluations de la culture de sûreté. La haute direction tient compte des indications produites par ce processus.

Les paragraphes qui suivent présentent un sommaire des résultats des autoévaluations de la culture de sûreté et des autres activités à ce chapitre effectuées par les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation au cours de la période de référence.

Ontario Power Generation

Toutes les centrales nucléaires canadiennes ont mis en œuvre le REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté et, par le fait même, ont réalisé une autoévaluation exhaustive de leurs cultures de sûreté et de sécurité nucléaires au moins tous les 5 ans. La méthode d’évaluation établie comporte 2 phases : un sondage approfondi sur les cultures de sûreté et de sécurité qui est envoyé à l’ensemble du personnel et des entrepreneurs résidents, ainsi qu’une évaluation menée sur le site par une équipe d’évaluation et qui comporte des entrevues, des groupes de discussion, l’examen de 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 à la méthode d’évaluation en se fondant sur les leçons retenues de chacune des évaluations précédentes et sur les pratiques exemplaires du secteur. Par exemple, le Groupe des propriétaires de CANDU (COG) a récemment mis au point un outil qui permettra de saisir les extrants des sondages et les constatations des évaluations sur le site dans la même base de données, renforçant ainsi l’efficience. 

Au cours de la période de référence visée, OPG a réalisé en 2021, à Darlington, une évaluation des cultures de sûreté et de sécurité nucléaires qui a compris la participation de membres de l’équipe internes et externes provenant de diverses organisations. Dans l’ensemble, l’évaluation a permis de déterminer que Darlington dispose d’une saine culture de sûreté nucléaire, qu’elle démontre un grand respect à l’égard de la sûreté nucléaire et que cette dernière n’est pas compromise par les priorités de production. OPG a également conclu que le grand respect de Darlington à l’égard de la sûreté nucléaire s’explique par l’attitude de remise en question de son personnel et par la reconnaissance de la nature spéciale et unique de l’énergie nucléaire. Darlington fait preuve d’un grand esprit d’équipe et d’une importante collaboration. Les membres de l’équipe de Darlington démontrent une volonté collective de s’entraider et comprennent qu’il faut parler souvent et ouvertement de la sûreté.

L’évaluation a permis de relever certains domaines nécessitant une attention accrue, plus précisément en ce qui concerne l’élargissement des qualifications de l’effectif, le perfectionnement des compétences du nouveau personnel, le renforcement de l’efficience du processus de gestion du travail et la communication efficace de l’information par le biais d’une présence accrue des leaders sur le terrain.

Il s’agissait de la première évaluation de la caractéristique « Vigilance » de la sécurité nucléaire par OPG. Le personnel savait qu’il devait aviser son superviseur ou la sécurité s’il survenait une situation, mais on a tout de même relevé l’occasion de renforcer la sensibilité et la compréhension des menaces et des risques associés à la sécurité nucléaire, y compris la cybersécurité.

Les mesures visant à donner suite à ces constatations font l’objet d’un suivi par le comité de surveillance des cultures de sûreté et de sécurité nucléaires de Darlington, qui se réunit 3 fois par année.

Bruce Power

La plus récente évaluation des cultures de sûreté et de sécurité nucléaires était une autoévaluation exhaustive à l’échelle du site, réalisée en 2016. L’évaluation s’est appuyée sur le cadre de 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire de l’INPO/WANO et sur le projet de lignes directrices de l’AIEA visant 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, elle incluait pour la première fois les travailleurs contractuels. Les résultats ont montré des améliorations dans tous les domaines de l’évaluation qui figuraient aussi à l’évaluation précédente menée en 2013. Les résultats globaux de l’évaluation ont été examinés, et le programme de mesures correctives a permis de donner suite aux constatations.

Bruce Power prévoit effectuer une autre évaluation de la culture de sûreté en 2022, conformément au REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté. Cette évaluation, prévue initialement en 2020, a été reportée en raison de l’incidence de la pandémie de COVID-19 sur la capacité de mener des entrevues de groupe, lesquelles sont essentielles à l’évaluation selon Bruce Power.

Énergie NB

Énergie NB met également à profit le cadre de 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire de l’INPO/WANO. Les énoncés d’action fournissent de l’information sur ce que les caractéristiques devraient signifier pour l’ensemble du personnel d’Énergie NB.

À l’automne 2021, Énergie NB a mené conformément au REGDOC-2.1.2 une évaluation exhaustive des cultures de sûreté et de sécurité nucléaires qui incorporait pour la première fois la culture de sécurité dans l’évaluation.

Les résultats de l’évaluation ont été comparés à ceux de l’évaluation précédente (2016). L’équipe d’évaluation a conclu que Point Lepreau dispose de saines cultures de sûreté et de sécurité nucléaires, qu’elle démontre un grand respect à l’égard de la sûreté et de la sécurité nucléaires et que ces dernières ne sont pas compromises par les pressions relatives à la production.

10c) Culture de sûreté au sein d’autres organisations du secteur nucléaire

En plus des titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation, d’autres organisations qui contribuent considérablement à la sûreté nucléaire mènent également des autoévaluations de leur culture de sûreté, par exemple, la CCSN, comme il est décrit à l’alinéa 10d), et les organisations engagées à contrat par les titulaires de permis pour exécuter les travaux essentiels sur le plan de la sûreté. Par exemple, les énoncés qui suivent décrivent les autoévaluations réalisées par SNC-Lavalin Énergie nucléaire, qui offre divers services aux titulaires de permis de centrales nucléaires.

SNC-Lavalin Énergie 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 que sur le plan des activités techniques. En 2015, les 2 organisations formant SNC-Lavalin Énergie nucléaire se sont jointes à l’INPO en tant que membres fournisseurs. SNC a élaboré et mis en œuvre un programme exhaustif appelé « Bâtir une culture d’excellence », qui intègre bon nombre des éléments du cadre de l’INPO, y compris les 10 caractéristiques d’une saine culture de sûreté nucléaire. SNC-Lavalin Énergie nucléaire débute chaque réunion par un message sur la santé et sécurité, qui comprend notamment des messages associés aux attributs présentés dans le manuel de son programme « Bâtir une culture d’excellence ».

Elle a fourni un soutien important pour favoriser des améliorations semblables dans l’ensemble du secteur et auprès des fournisseurs nucléaires canadiens afin de promouvoir une saine culture de sûreté nucléaire. Dans le cadre du dialogue sain entre les titulaires de permis et la CCSN sur la performance humaine, la mobilisation de SNC-Lavalin Énergie nucléaire a notamment consisté à aider l’industrie à élargir les principes de performance humaine de l’INPO au moyen de définitions des principes fondamentaux afin de faire de la défense en profondeur une stratégie organisationnelle au sein des systèmes de gestion, de la façon suivante :

• en tirant des leçons des réussites et des échecs
• en reconnaissant la valeur et l’influence du leadership informel et officiel à l’égard de la culture
• en faisant passer la responsabilisation individuelle d’un point de vue axé sur la conformité à un engagement personnel à l’égard de l’utilisation de techniques favorisant la réduction d’erreurs

Dans l’ensemble, les centrales nucléaires canadiennes et SNC-Lavalin Énergie 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.

Au cours de la prochaine période de référence, une attention accrue sera portée aux organisations associées aux demandeurs et titulaires de permis visant les PRM.

10d) Cadre de la CCSN pour l’évaluation de la culture de sûreté

Le REGDOC-2.1.2 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 est fondé sur le cadre de culture de sûreté de l’AIEA qui suit :

• 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, allant 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.

Le personnel de la CCSN vérifie aussi 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 la documentation d’un programme de gestion de la sûreté
• de façon évidente, des autoévaluations sont effectuées de façon continue

Le personnel de la CCSN examine l’approche que chacun des titulaires de permis propose d’utiliser pour effectuer l’autoévaluation de leur culture de sûreté, et il passe en revue leurs plans d’exécution des évaluations particulières. Il fournit une rétroaction sur les autoévaluations des titulaires de permis et examine la façon dont ceux-ci évaluent la culture de sécurité dans le contexte de la culture de sûreté. Durant la prochaine période de référence, la CCSN confirmera que les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mené des activités visant à favoriser une saine culture de sûreté et qu’ils surveillent la culture de sûreté en effectuant des évaluations exhaustives, systématiques et rigoureuses.

10e) 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. Ce manuel et le système de gestion de la CCSN reflètent aussi 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, de la sûreté et de la sécurité des personnes, à la protection de l’environnement et au respect des obligations internationales du Canada.

L’autonomie de la CCSN en matière de réglementation permet au personnel de la CCSN de maintenir l’accent sur la sûreté nucléaire tout en respectant l’ensemble des priorités de l’organisation.

Au cours de la période de référence antérieure, le personnel de la CCSN a réalisé une autoévaluation de la culture de sûreté réglementaire fondée sur les principes établis dans la publication de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN) intitulée The Safety Culture of an Effective Nuclear Regulatory Body, et elle en a présenté à la Commission les constatations, les recommandations et le plan d’action de la direction. Il a mis en œuvre un plan d’action de la direction mettant en valeur l’innovation et l’amélioration continues, la collaboration, l’ouverture et la transparence en vue de renforcer la culture de surveillance de la sûreté ainsi que les compétences comportementales clés et les compétences clés en leadership. Parmi les autres mesures, notons la tenue régulière de séances de discussion ouverte sur la culture de sûreté dirigées par le premier vice-président et chef de la réglementation des opérations. De plus, la CCSN a mis en œuvre plusieurs politiques, comme la Politique scientifique dans un environnement de réglementation et la Politique de la porte ouverte. Les diverses initiatives additionnelles sont en cours, et le personnel de la CCSN compte effectuer une évaluation de suivi au cours de la prochaine période de référence.

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, 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

La responsabilité première des titulaires de permis de centrales nucléaires à l’égard de la sûreté (article 9) exige la mise à disposition de ressources financières adéquates pour assurer la sûreté de chaque centrale nucléaire durant toute sa vie utile. L’alinéa 3(1)l) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) 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 centrales nucléaires 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 centrales nucléaires 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

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 4 titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada ont choisi différentes méthodes à cet égard, tel qu’il est décrit dans le REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées, qui a été publié en janvier 2021. 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 qu’aux fins de 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 centrales nucléaires 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 aux 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 à l’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 centrales nucléaires doivent réviser la garantie financière et les plans préliminaires de déclassement connexes tous les 5 ans ou à la demande de la Commission. Un tel plan fournit la vision à long terme visant 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 présentés 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 à l’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, en fonction d’une date d’achèvement approximative à la mi-2028. D’après ces plans, 2 tranches seront mises à l’arrêt à la fin de 2024; à la fin de la période de référence, OPG proposait de mettre à l’arrêt les 4 tranches restantes à la fin de 2025. En décembre 2021, OPG a présenté à la CCSN son plan d’activités de stabilisation, qui décrit la transition de Pickering vers l’état de stockage sûr.

11.1c) Exigences en vertu de la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière 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 à l’égard du 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 contentieux. Voici les grandes lignes de la Loi :

• La limite de responsabilité absolue d’un exploitant de centrale nucléaire s’élève à 1 milliard de dollars.
• La définition des dommages donnant lieu à une indemnisation inclut, 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.
• Le délai maximal pour la présentation des demandes d’indemnisation en cas de demande basée sur un préjudice corporel ou la mort est de 30 ans.
• Les exploitants sont tenus de maintenir une garantie financière pour couvrir la limite de leur pleine responsabilité.
• Un tribunal d’indemnisation quasi judiciaire remplace les tribunaux au besoin, afin d’accélérer le paiement des indemnités et de fournir un forum efficace et équitable.

En 2021, Ressources naturelles Canada a entamé le premier examen quinquennal de la limite de responsabilité de 1 milliard de dollars en vertu de la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire. Aux termes des exigences législatives, l’examen a pris en compte l’indice des prix à la consommation, les normes internationales en matière de responsabilité nucléaire ainsi que d’autres facteurs.

11.2 Ressources humaines

L’alinéa 12(1)a) du RGSRN 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 ses qualifications

Les titulaires de permis sont responsables de l’exploitation sûre de leurs centrales respectives. Ils sont ainsi 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 REGDOC-2.2.2, La formation du personnel énonce les exigences et l’orientation relatives à 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 de formation efficace. 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 aussi 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 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 procédures de formation, l’examen et l’évaluation des programmes de formation des titulaires de permis ainsi que l’évaluation et l’inspection sur le site 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 le personnel des titulaires de permis reçoive une formation en fonction du 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 utilisés 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 les critères et objectifs de rendement et d’accréditation à l’égard des programmes de formation, comme ceux élaborés par l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO). 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 centrales nucléaires disposent de 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 d’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 sur simulateur à pleine échelle, de la formation en cours d’emploi, de l’encadrement et des séances d’information informelles. La majorité du personnel reçoit également une formation en radioprotection à un niveau lui permettant d’assurer sa propre protection, de parrainer le personnel d’appoint et d’effectuer une surveillance à l’égard de la radioprotection.

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 tenir 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 Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) et coordonnés par le COG :

• les permis d’exploitation des centrales nucléaires
• le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires
• la LSRN et ses règlements
• la gestion des enjeux réglementaires

Les programmes de formation des titulaires de permis tiennent compte des exigences relatives au personnel d’appoint, lequel est important pour le rendement des titulaires de permis dans le cadre des travaux essentiels visant les systèmes de sûreté et les systèmes liés à la sûreté durant les arrêts aux fins d’entretien (p. ex., travaux électriques, hissage et montage, enveloppes sous pression), ainsi qu’au personnel participant à la gestion de contrats. Bien que le personnel d’appoint soit habituellement recruté pour les arrêts, il peut aussi participer à des travaux d’ingénierie ou de conception. Les programmes de formation 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 d’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.

D’autres membres de l’industrie tiennent également à jour des programmes de formation liés à la sûreté nucléaire. Par exemple, SNC-Lavalin Énergie 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 destinés aux centrales nucléaires. Notamment, durant la conception des composants de réacteurs dans le cadre des projets de retubage, SNC-Lavalin Énergie nucléaire utilise un logiciel de conception de centrale intelligente en 3 dimensions pour l’aménagement des conduites d’alimentation. L’intégration de balayages laser des structures du bâtiment du réacteur dans ce logiciel permet de produire des simulations holographiques dans l’espace réel des conduites d’alimentation et des structures avoisinantes; ces simulations peuvent servir à former les installateurs en vue de transporter les conduites d’alimentation à leur emplacement définitif (c.-à-d. au moyen d’un casque holographique) avant d’exécuter réellement le travail sur le terrain. De plus, l’innovation a été mise à profit pour déceler au préalable toute interférence avec les structures avoisinantes au sein du bâtiment qui pourrait survenir durant le transfert des conduites d’alimentation dans le bâtiment du réacteur aux fins d’installation.

Les activités de formation visent notamment le processus de conception technique, la technologie des conceptions de réacteurs CANDU, les enveloppes sous pression, les normes nucléaires canadiennes, la performance humaine et le leadership en matière de gestion, y compris la participation à la formation de l’INPO. Des formations récentes ont été offertes au Canada et dans d’autres pays dotés de réacteurs CANDU, notamment à l’égard des études probabilistes de sûreté sismiques et de divers codes informatiques CANDU de la trousse d’outils normalisés de l’industrie. Le programme de formation est intégré aux programmes de perfectionnement dans le cadre des examens du rendement. SNC-Lavalin Énergie nucléaire a mis en œuvre une planification annuelle de la formation et un système logiciel afin de favoriser la formation demandée par le personnel, puis les approbations respectives de sorte à faciliter l’établissement du plan de formation pour l’année ou les années à venir.

Nombre de travailleurs et qualifications

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

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

Le REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des installations dotées de réacteurs 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 nombre suffisant est appelé l’effectif minimal. Le REGDOC-2.2.5, Effectif minimal fournit de l’orientation pour aider les demandeurs et 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 est propre à chaque installation et dépend de sa conception, des procédures d’exploitation et d’urgence et des fonctions organisationnelles.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 aussi 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 ceux touchant les installations à tranches multiples. Dans le cas des centrales nucléaires, le personnel de la CCSN examine l’analyse systématique faite par le titulaire du permis en vue de déterminer l’effectif minimal, et observe 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.

À Pickering, d’importantes réductions du personnel devraient être nécessaires à la fin de l’exploitation commerciale de la centrale nucléaire. OPG a établi et met en œuvre un plan intégré visant à assurer la présence d’un effectif mobilisé et compétent qui favorise l’excellence opérationnelle jusqu’à la fin de l’exploitation commerciale, y compris le déchargement en combustible et l’assèchement. Ce plan intégré comprend la planification de l’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. Des plans d’affectation des ressources sont en place afin de veiller à ce qu’un nombre adéquat de travailleurs qualifiés soient disponibles pour poursuivre l’exploitation sûre jusqu’à la fin de l’exploitation commerciale et à ce que des réaffectations internes dans d’autres domaines, comme le déclassement, soient optimisées.

Petits réacteurs modulaires (PRM)

Les titulaires de permis actuels et futurs déploient des efforts pour définir les exigences en matière de formation, de qualification et d’accréditation à l’égard des PRM par le biais du Groupe consultatif sur l’accréditation et la formation et au moyen de rencontres individuelles entre la CCSN et les titulaires de permis. Ces efforts visent particulièrement à établir les programmes et les processus adaptés aux technologies de réacteurs nouvelles et simplifiées dotées de caractéristiques de sûreté inhérentes additionnelles.

Réponse des titulaires de permis à la pandémie de COVID-19

Les MCP des centrales nucléaires exigent notamment que les titulaires de permis tiennent à jour un plan de continuité des opérations. Ces plans prévoient le maintien des services essentiels durant une période soutenue d’absentéisme du personnel. En réponse à la pandémie de COVID-19, tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mis en œuvre leurs plans de continuité des opérations.

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont pris des mesures pour veiller à ne pas compromettre l’effectif minimal en raison de la pandémie de COVID-19, notamment les suivantes :

• demander à tout le personnel non essentiel de travailler de la maison
• restreindre l’accès à la centrale nucléaire, en particulier à la salle de commande principale
• fermer plusieurs bâtiments sur le site pour permettre aux équipes de nettoyage de se concentrer sur les infrastructures essentielles
• décaler les changements de quarts pour minimiser le nombre d’employés dans la même zone
• changer de pièces pour les réunions de passation des responsabilités afin de permettre un éloignement physique accru et utiliser des caméras thermiques pour appuyer le dépistage actif du personnel sur le site

Au début, tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont reporté les activités majeures afin de minimiser le nombre d’employés et d’entrepreneurs sur le site. Ils ont continué de planifier des arrêts pour les inspections périodiques importantes. L’un des facteurs importants consistait à assurer l’achèvement des inspections et la collecte de données permettant de démontrer à la CCSN le maintien de l’aptitude fonctionnelle des systèmes essentiels. Toutes les activités reportées demeuraient assorties de marges de sûreté adéquates, et il a été possible de démontrer que leur aptitude fonctionnelle était appropriée.

Dans l’ensemble, les titulaires de permis se sont adéquatement préparés, par le biais de leurs plans, en vue d’événements nécessitant des mesures liées à l’effectif et à la pandémie.

D’autres membres de l’industrie se sont également bien adaptés durant la pandémie de COVID-19. Par exemple, SNC-Lavalin Énergie nucléaire a mis en œuvre diverses mesures visant à maintenir le soutien à l’exploitation des réacteurs CANDU, notamment les suivantes :

• un programme de tests rapides sur le site pour le personnel travaillant sur place ou devant se rendre au bureau
• un programme d’autodépistage avant de se rendre au bureau
• l’exigence de maintenir l’éloignement physique et de porter le masque au bureau
• les limites de la capacité maximale dans certains endroits, comme les salles de réunion
• le télétravail

11.2b) Maintien des ressources humaines dans les centrales nucléaires

Programmes de base

Le secteur nucléaire au Canada dispose de programmes rigoureux de perfectionnement de la main-d’œuvre et de remplacement des travailleurs visant à répondre aux besoins à venir, ainsi que de programmes de perfectionnement en leadership. Les changements démographiques au sein 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 4 domaines connexes suivants :

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

Les efforts dans l’ensemble du secteur visent également à maintenir les capacités en matière de R-D.

La plupart des exemples et des renseignements qui suivent visent les titulaires de permis de centrales nucléaires. Toutefois, d’autres organisations de soutien menant des activités liées à la sûreté s’efforcent aussi de maintenir les capacités en matière de sûreté; quelques exemples sont également fournis pour SNC-Lavalin Énergie nucléaire.

Analyses des compétences de la main-d’œuvre

Les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 dans les familles d’emplois liées à l’exploitation, à l’entretien et à l’ingénierie. Ces analyses portent une attention particulière aux écarts critiques au regard des compétences devant être maintenues, remplacées et recrutées. Les besoins en formation sont également déterminés. Le processus de planification de la main-d’œuvre de Bruce Power est décrit de façon approfondie à l’annexe 11.2b).

OPG et Bruce Power continuent de collaborer pour s’assurer que les fournisseurs du secteur sont en mesure de réaliser 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 la réalisation du volume de travail et atténue les chevauchements des échéanciers entre OPG et Bruce Power. Cet accent mis sur la main-d’œuvre comporte 3 volets.

Améliorer les données sur l’offre et la demande

• OPG, Bruce Power, l’Electrical Power Systems Construction Association (EPSCA), les fournisseurs et les syndicats mettent en commun les renseignements sur les métiers spécialisés, l’élaboration des prévisions (demande à long terme dans le secteur nucléaire pour tous les métiers spécialisés dans le domaine nucléaire) et les stratégies de partenariat. Actuellement, l’offre visant les chaudronniers est essentielle pour répondre à la demande prévue.
• Les prévisions relatives à la demande de métiers sont actualisées chaque trimestre.
• Les prévisions relatives à la demande de métiers sont activement actualisées pour y inclure les métiers liés au stockage sûr, aux PRM et à la production d’énergie renouvelable.
• D’autres prévisions relatives aux métiers spécialisés ont été mises au point en collaboration avec des consultants en marché du travail.

Constituer un nouveau bassin de métiers spécialisés

• Une entente tripartite entre le Collège Durham, le Syndicat des chaudronniers et OPG a permis d’accélérer l’adhésion de 100 nouveaux préapprentis au Syndicat des chaudronniers avant 2019.
• Une nouvelle classification de chaudronnier « adjoint » a été créée pour aider à corriger les problèmes d’approvisionnement.
• OPG et Bruce Power ont collaboré avec l’United Association of Plumbers and Pipefitters et le fonds de la Canadian Welding Bureau pour construire 21 nouvelles cabines de soudage dans 4 écoles secondaires de la région de Durham et pour intéresser les jeunes à la formation pratique aux centres de formation des syndicats.
• Un nouveau programme d’introduction à la mécanique de chantier a permis de recruter 8 candidats autochtones aux fins de formation en tant qu’apprentis mécaniciens de chantier (ils travaillent tous pour OPG dans le cadre de la réfection).
• Un projet pilote de collaboration entre les mécaniciens de chantier et le Collège Durham a permis l’embauche de 4 étudiantes du Collège Durham en tant qu’apprenties mécaniciennes de chantier.

Optimiser l’offre actuelle de métiers

• OPG et Bruce Power ont uniformisé leurs pratiques relatives à la cote de sécurité.
• Le programme Job Ready Dispatch a été créé pour éliminer la nécessiter de dédoubler la formation liée aux métiers.
• OPG et Bruce Power ont optimisé l’utilisation de cartes de voyage et d’échanges de permis.
• OPG et Bruce Power ont créé le programme des travailleurs étrangers temporaires en collaboration avec le gouvernement du Canada pour promouvoir le recrutement de gens de métiers qualifiés de l’extérieur du Canada.
• OPG a établi le 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 réfection ainsi que dans l’ensemble de son parc nucléaire.
• Le programme ION a établi un partenariat avec un centre local d’emploi autochtone.
• Le gouvernement du Canada a contribué à établir des partenariats avec les Autochtones pour mieux leur faire connaître les possibilités qui s’offrent à eux.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent également 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 ont été répertoriés jusqu’au niveau des chefs de service, 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 1 ou 2 ans », ou « prêt d’ici 3 à 5 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 donner suite aux écarts prévus sur le plan de l’état de préparation au sein de la haute direction, OPG met à profit des activités ciblées de perfectionnement et d’apprentissage.

SNC-Lavalin Énergie 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 Énergie nucléaire, et il adopte une approche optimale qui tient compte des changements sur le plan des affaires, de la nécessité de soupeser les besoins des clients et de s’assurer que la démarche est uniforme. Les éléments du système sont ventilés 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 tirant profit de possibilités de formation commerciale ciblées et en cours d’emploi.

Le programme de qualification du personnel de SNC-Lavalin Énergie nucléaire tient à jour l’état des qualifications et la formation du personnel dans une base de données qui sert de référence pour les qualifications, les compétences et la validité de l’accréditation à l’appui des exigences et des processus. La base de données tient à jour les renseignements sur les qualifications, comme les dossiers de qualification du personnel technique, un document qui établit les qualifications requises pour un rôle/poste en génie, de même que les documents justificatifs démontrant qu’une personne a acquis l’expérience et les qualifications requises pour réaliser les travaux visés par ce rôle.

Programmes d’embauche

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont continué de reconstituer leur main-d’œuvre par des programmes de recrutement dans les familles d’emplois liées à l’exploitation, à l’entretien et au génie. 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 centrales nucléaires ont établi des partenariats avec les collèges de leurs régions, en donnant souvent des conseils sur les programmes d’études et les débouchés professionnels (voir la section précédente). Le recrutement de personnel de génie 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 le secteur et d’accroître le bassin de demandeurs potentiels, les titulaires de permis de centrales nucléaires participent activement à des programmes de sensibilisation et à des concours de robotique sur les campus, ainsi qu’aux activités d’organisations comme Women in Nuclear (WiN) et la North American Young Generation in Nuclear (NAYGN).

WiN-Canada fait valoir et appuie le rôle que jouent les femmes pour répondre aux préoccupations du public à l’égard de l’énergie nucléaire et pour appliquer la technologie nucléaire et radiologique. WiN-Canada œuvre aussi 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 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 Énergie nucléaire font partie de l’organisme NAYGN. Cet organisme offre l’occasion à une nouvelle génération d’enthousiastes du domaine nucléaire d’acquérir des compétences professionnelles et de leadership, de tisser des liens qui dureront toute une vie ainsi que de mobiliser le public et de l’informer.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de programmes visant à embaucher les membres des Nations et communautés autochtones. Par exemple, Bruce Power s’est engagée à embaucher chaque année au moins 50 Autochtones, directement ou par le biais de fournisseurs (en plus d’offrir de la formation, tel que susmentionné, Bruce Power finance des bourses d’études et des stages destinés aux Autochtones). Énergie NB et OPG disposent de programmes similaires.

Chez SNC-Lavalin Énergie nucléaire, les besoins en personnel possédant les compétences requises sont comblés par des concours internes et le recrutement à l’externe, notamment au moyen de contrats avec des personnes expérimentées (comme des retraités de CANDU Énergie Inc., notamment ceux d’organisations titulaires de permis). De plus, SNC-Lavalin Énergie nucléaire recrute par l’intermédiaire de partenariats novateurs avec les universités canadiennes.

Programmes de formation externe

Pour obtenir une description détaillée des différents programmes de formation canadiens visant à former de nouveaux travailleurs du secteur nucléaire, voir le huitième rapport national du Canada.

Programmes de maintien du savoir

La gestion et le maintien du savoir demeurent des domaines nécessitant une grande attention de la part des titulaires de permis de centrales nucléaires. 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 centrales nucléaires 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 fournisseurs de services externes sélectionnés pour fournir un nouveau moyen de mise en œuvre de projets
• le mentorat et l’encadrement continus du personnel
• des communautés de formation en milieu de travail et en classe pour communiquer les pratiques exemplaires 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 du savoir. L’approche interne met à profit des outils et des ressources internes pour évaluer le risque de perte du savoir 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 2 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 une 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 étant 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 du savoir ont été distribuées aux membres de la direction et de la gestion pour les personnes occupant des postes essentiels, avec le soutien de leurs supérieurs. Ces trousses d’outils permettent de répertorier et de consigner les connaissances selon 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 Énergie nucléaire offre les services de soutien technique suivants :

• l’affectation de personnel expérimenté de SNC-Lavalin Énergie nucléaire à des centrales nucléaires CANDU
• la prestation de programmes de formation (voir l’alinéa 11.2a))

SNC-Lavalin Énergie nucléaire a mis au point une base de données de gestion du savoir, qui établit l’état trimestriel des connaissances maintenues pour les différentes compétences techniques en fonction de divers critères et mesures. De plus, la gestion du savoir est appuyée par la planification de la relève, y compris les plans de perfectionnement individuels, et par le programme de formation.

Maintien de la capacité en matière de R-D

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

De façon plus ou moins régulière, le COG produit 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. La dernière évaluation des différents programmes de R-D, réalisée en 2017, 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, étaient adéquats pour maintenir la capacité de R-D au sein de l’industrie CANDU. Bien que les anciennes installations expérimentales des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) risquent d’être déclassées en raison d’une sous-utilisation, le site de Chalk River fait l’objet de travaux de rénovation et continue de répondre aux besoins prévisibles de la communauté CANDU en matière de R-D.

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.

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.

Introduction et exigences applicables

Les facteurs humains sont les facteurs influant sur la performance humaine dans le contexte de la sûreté d’une installation ou d’activités nucléaires pour l’ensemble de ses phases, qu’il s’agisse de la conception, de la construction, de la mise en service, de l’exploitation, de l’entretien ou du déclassement. Ces facteurs peuvent comprendre les caractéristiques 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, des méthodes et des facteurs humains dans l’ensemble des systèmes (c.-à-d. humains, technologiques et organisationnels) peut aider à empêcher que les erreurs deviennent des problèmes à tous les niveaux de l’organisation.

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 d’autorisation, la CCSN évalue dans quelle mesure le demandeur a tenu compte des facteurs humains et appliqué ces connaissances dans les programmes qu’il compte mettre en œuvre. En 2019, la CCSN a publié le REGDOC-2.2.1, Facteurs humains pour décrire la manière dont elle tiendra compte des facteurs humains durant ses activités d’autorisation, de vérification de la conformité et d’élaboration de normes. La CCSN a publié plusieurs autres documents et guides d’application de la réglementation afin d’aider les demandeurs et titulaires de permis à planifier et à exécuter les activités liées aux facteurs humains. Les facteurs humains constituent un domaine transversal; la prise en compte des facteurs humains est donc également incluse dans de nombreux autres documents d’application de la réglementation visant d’autres DSR et systèmes. 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 nouvelles centrales nucléaires et de prolongation de la durée de vie de centrales. Les facteurs humains sont aussi pris en compte dans certaines normes nucléaires du Groupe CSA.

Au cours de la prochaine période de référence, le personnel de la CCSN poursuivra l’élaboration et l’amélioration du cadre de réglementation à l’appui des facteurs humains. Ces travaux comprendront des initiatives visant à mieux définir les attentes à l’égard de la performance humaine, de l’effectif minimal et des considérations générales relatives à la conception en ce qui concerne les facteurs humains.

La CCSN divise son évaluation des facteurs humains en fonction de domaines d’examen technique. Le numéro du paragraphe ou de l’alinéa dans le tableau indique la section du rapport où le facteur est décrit.

Tableau 7 : Emplacement des sujets des domaines d’examen technique

Domaine d’examen technique	Paragraphe/alinéa
Rapport et établissement de tendances	7.2(iii)b)
Rapport et établissement de tendances	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	12e)
Rendement organisationnel	12f)
Organisation du travail et conception des tâches	12g)
Gestion des accidents et rétablissement	19(iv)

12a) Programmes de performance humaine

La performance humaine se rapporte aux activités professionnelles exécutées par les personnes et les équipes, de même qu’à leurs résultats. Il s’agit d’une combinaison de comportements, de fonctions et d’interventions humains dans un environnement donné, reflétant la capacité des travailleurs et de la direction à respecter la norme de rendement souhaitée d’un système dans les conditions d’utilisation de ce système. Le programme de performance humaine aborde les activités professionnelles au sein de l’organisation d’un point de vue centré sur l’humain, pour comprendre le travail et son contexte de sorte à être en mesure d’apprendre et de s’améliorer constamment. 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 favoriser les manières dont les résultats souhaités peuvent être atteints et maintenus. 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 alinéas qui suivent).

L’exigence pour les titulaires de permis de disposer d’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 mis à jour de façon continue (ou à des intervalles fréquents) à toutes les phases du cycle de vie de la centrale nucléaire, 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 de la 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 aux facteurs humains, le but étant de tenir compte de la performance humaine d’une manière rigoureuse et intégrée (c.-à-d. l’adoption d’une approche systémique en vue de déterminer et de mettre en évidence les relations entre les humains, la technologie et l’organisation au sein de l’entreprise). La CCSN a intégré la rétroaction du document de travail dans la nouvelle version du REGDOC-2.2.1, maintenant intitulée Performance humaine, qui devrait être affichée aux fins de consultation publique en 2022.

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) ainsi que des évaluations des causes apparentes ou des analyses des causes profondes afin de faciliter la détection et la correction des problèmes de performance humaine et autres enjeux liés aux facteurs humains. 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 (voir le paragraphe 19(vii)).

Dans cet environnement d’apprentissage, les titulaires de permis s’efforcent de fonctionner dans un environnement exempt de blâme, ce qui encourage le personnel à signaler de façon volontaire les erreurs qu’il pourrait avoir commises.

Les méthodes qu’utilisent les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 pour atteindre le rendement souhaité en matière de sûreté. 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 leur personnel à participer davantage à la conception de méthodes permettant d’améliorer la qualité, la fiabilité et la sécurité de son travail, et pour valoriser davantage le rôle de leur personnel sur le plan de la sûreté nucléaire.

L’examen des programmes de performance humaine par le personnel de la CCSN évalue la capacité du titulaire de permis à créer, intégrer et mettre en œuvre des moyens de défense qui préviennent ou atténuent les conséquences de l’erreur humaine au travail et à apprendre dans le cadre du travail quotidien à 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 par la CCSN des événements aux centrales nucléaires permettent de veiller à ce que des plans exhaustifs et efficaces de mesures correctives soient élaborés de façon systématique pour donner suite aux 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 une condition selon laquelle les travailleurs sont physiquement, physiologiquement et psychologiquement aptes à accomplir leurs tâches avec compétence et de manière sécuritaire.

La CCSN a publié plusieurs documents d’application de la réglementation qui traitent de divers aspects de l’aptitude au travail. Le REGDOC-2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des installations dotées de réacteurs stipule que les titulaires de permis doivent disposer d’un programme documenté d’aptitude au travail pour les travailleurs accrédités. Les 3 documents d’application de la réglementation connexes ci-dessous établissent des exigences plus détaillées.

Le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs a été publié en 2017 à la suite d’études, d’analyses comparatives et de consultations publiques exhaustives. 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 visant 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 normatives sur les heures de travail s’appliquent à un plus petit sous-ensemble de travailleurs occupant des postes importants pour la sûreté. Les limites normatives se concentrent sur les aspects les plus risqués du travail par quart – les quarts de travail prolongés et le travail de nuit.

Le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 2 a aussi été publié en 2017. Ce document s’applique à tous les titulaires de postes importants ou essentiels sur le plan de la sûreté dans les sites à sécurité élevée, et il couvre l’ensemble des exigences, y compris les tests de dépistage de drogues et d’alcool, visant à fournir l’assurance raisonnable que le personnel n’est pas sous l’influence de l’alcool ou de drogues au travail. 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 sont tenus de mettre en œuvre des tests de dépistage de l’alcool et des drogues dans un vaste éventail de circonstances, y compris des tests aléatoires. Les tests de dépistage aléatoires et préalables à l’affectation se limitent aux titulaires de postes essentiels sur le plan de la sûreté, comme les opérateurs de salle de commande. En janvier 2021, la CCSN a publié la version 3 du tome II du REGDOC-2.2.4, qui élargit les méthodes approuvées de dépistage des drogues, et leurs seuils connexes, afin d’inclure le dépistage par l’analyse de fluide oral et par l’analyse au point de collecte. Elle a également inclus d’autres modifications en réponse à la légalisation de la consommation du cannabis à des fins récréatives au Canada.

Les centrales nucléaires canadiennes ont entamé la mise en œuvre de la version 3 du tome II du REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail dans le cadre d’une approche graduelle. Par exemple, Bruce Power compte assujettir les titulaires de postes importants ou essentiels sur le plan de la sûreté au dépistage obligatoire de la consommation d’alcool et de drogues dès juillet 2021. Les exigences relatives au dépistage obligatoire et aléatoire de la consommation d’alcool et de drogues visant les travailleurs du secteur nucléaire devaient entrer en vigueur en janvier 2022.

Avant la mise en œuvre des exigences relatives au dépistage aléatoire de la consommation d’alcool et de drogues, les syndicats qui représentent les travailleurs visés ont présenté à la Cour fédérale du Canada une pétition conjointe demandant de suspendre certaines exigences. Le 21 janvier 2022, la Cour fédérale du Canada a accordé, à la demande des syndicats, une injonction permettant de suspendre la mise en œuvre du dépistage aléatoire et préalable à l’affectation (c.-à-d. assujettir un travailleur au dépistage avant de l’embaucher et/ou lors de son affectation à un poste essentiel sur le plan de la sûreté) de la consommation d’alcool et de drogues des titulaires de postes essentiels sur le plan de la sûreté aux installations nucléaires à sécurité élevée.

Durant l’examen par la Cour fédérale du Canada du bien-fondé des contestations juridiques à l’égard de l’équité et de la constitutionnalité des exigences relatives au dépistage aléatoire et préalable à l’affectation, les titulaires de permis ont suspendu la mise en œuvre de ces exigences aux centrales nucléaires en exploitation. Toutefois, les programmes existants visant à assurer l’aptitude au travail du personnel accrédité et des agents de sécurité nucléaire demeurent en vigueur. Toutes les autres exigences du tome II du REGDOC-2.2.4 ont été mises en œuvre, y compris le dépistage de la consommation d’alcool et de drogues pour un motif valable et raisonnable ainsi que le dépistage à la suite d’un accident et aux fins de suivi ou de retour au travail.

De plus, les superviseurs sont formés pour surveiller le personnel à son arrivée au travail afin de déceler des signes de facultés affaiblies ainsi que de fatigue physique ou émotionnelle. Les programmes réguliers de dépistage médical des titulaires de permis comportent la possibilité de réaliser une évaluation du point de vue de la santé mentale au besoin. En outre, il existe des programmes de soutien à l’intention du personnel qui déclare volontairement un problème d’alcoolisme ou de toxicomanie.

En plus des exigences relatives à l’aptitude au travail susmentionnées, le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire établit les exigences relatives à l’aptitude au travail propre aux agents de sécurité nucléaire, y compris l’exigence d’obtenir des certificats d’aptitude médicale, physique et psychologique. Le test d’aptitude physique que les agents doivent passer est également inclus.

12c) Procédures

Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de processus d’élaboration, de validation, de tenue à jour et de modification des procédures techniques d’essai, d’entretien et d’exploitation (en conditions d’exploitation normales et anormales). De plus, la plupart des titulaires de permis disposent d’un guide de rédaction qui tient compte des considérations pertinentes relatives aux facteurs humains pour les procédures écrites.

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 que ce processus tient compte de la performance humaine. Le personnel de la CCSN s’assure 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 de la sûreté et les études déterministes de sûreté tiennent compte des interventions humaines afin d’étudier l’incidence possible des erreurs humaines et de la fiabilité humaine sur les dangers présents et les risques encourus.

L’analyse de la fiabilité humaine fait partie intégrante des études probabilistes de sûreté (EPS) dans les cas où les personnes contribuent au rendement d’un système (l’alinéa 14(i)d) fournit 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 aussi tenir compte de la probabilité que des interventions 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 modes de défaillance, les effets et les 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 importantes sur le plan du risque 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 réponde aux pratiques exemplaires du secteur et qu’elle soit appliquée d’une façon systématique. La technique de prédiction de la fréquence des erreurs humaines est couramment utilisée.

La CCSN mène des recherches sur la méthode normalisée d’analyse risque-fiabilité humaine pour la centrale 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^{Note de bas de page 9} de sorte à y inclure la prise en considération de l’utilisation de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence et des 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

La prise en compte de l’ingénierie des facteurs humains (IFH), aussi appelée « facteurs humains dans la conception », s’applique à l’ensemble de la conception des systèmes des nouvelles installations ainsi qu’à la modification et au déclassement des installations existantes, et dépasse les systèmes nucléaires des centrales (p. ex., partie classique de la centrale, manutention du combustible, outillage technique, systèmes de gestion des déchets, centre d’urgence hors site et équipement d’urgence). L’IFH vise à s’assurer que la conception, la modification ou le déclassement 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. Le concept 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 proportionnellement à la complexité et la criticité des interfaces; elle est habituellement plus grande dans le cas des tâches réalisées par les opérateurs de réacteur.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mis en œuvre plusieurs documents assortis d’exigences en matière d’IFH. Le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires comprend des exigences relatives à la prise en compte des facteurs humains dans la conception des nouvelles centrales nucléaires (pour obtenir des renseignements supplémentaires, voir le paragraphe 18(iii)). En outre, le
REGDOC-2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires de la CCSN et la norme N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires du Groupe CSA comprennent des exigences relatives aux facteurs humains dans l’entretien et la conception, respectivement.

L’annexe 12e) décrit la façon dont le secteur nucléaire canadien tient compte des facteurs humains dans son application de l’IFH.

Au moment d’effectuer un BPS, 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 tout écart entre ces normes et le rendement réel (voir l’alinéa 14(i)b) pour obtenir des renseignements supplémentaires). La CCSN s’attend à ce que les normes et principes modernes d’IFH ainsi que les autres pratiques exemplaires soient pris en compte lorsque des modifications aux centrales nucléaires sont envisagées. 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 l’exploitation sûre à long terme. De plus, les modifications qui ont été apportées en réponse aux leçons tirées de l’accident de Fukushima ont inclus des considérations relatives à l’IFH.

Les examens de l’IFH menés par le personnel de la CCSN permettent d’assurer qu’il existe un processus systématique visant à incorporer efficacement les considérations relatives aux facteurs humains dans les exigences, la définition, l’analyse, la conception, la vérification et la validation des systèmes, ainsi qu’à faire le suivi des modifications de la conception technique après la mise en œuvre. De plus, le personnel de la CCSN s’assure 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

Le personnel de la CCSN évalue les processus de gestion des titulaires de permis 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 et 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, le rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires peut être influencé par 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.

L’alinéa 10d) 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 veiller à ce que les objectifs du projet soient atteints. Il s’agit notamment de pourvoir les postes et d’assurer l’effectif minimal, des questions traitées de manière plus approfondie 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 de mesures planifiées et systématiques qui permettent d’obtenir les résultats escomptés.

Le RINCI stipule que chaque demandeur de permis propose son système de gestion pour les activités autorisées suivantes :

• la préparation de l’emplacement
• la construction
• l’exploitation
• le déclassement

La norme N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires du Groupe CSA décrit les exigences relatives au système de gestion pour toutes les nouvelles demandes de permis et tous 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 interventions. Elle s’aligne et s’appuie sur le modèle fourni dans les Prescriptions générales de sûreté de l’AIEA (GSR Partie 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 elle 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 les systèmes de gestion :

• Le système de gestion est utilisé pour favoriser la compréhension et promouvoir une culture de sûreté.
• Les exigences sont précisées, les risques à l’égard des objectifs sont déterminés et maîtrisés, et les résultats sont surveillés pour s’assurer que les résultats prévus sont atteints.
• La structure organisationnelle, les autorités, la reddition de compte, les responsabilités et le processus décisionnel 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 sont en place pour assurer des communications efficaces et informer le personnel de la pertinence et de l’importance de son 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, y compris lorsqu’elles sont exécutées par de tierces parties (c.-à-d. des entrepreneurs).
• 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 autoévaluations et des évaluations indépendantes sont effectuées.
• L’expérience acquise au sein du secteur et dans d’autres secteurs est examinée pour en déterminer la pertinence et 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.

Au cours de la période de référence, le Groupe CSA a publié la norme N286.0.1:21, Commentaire sur la N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires. Cette norme aide les utilisateurs dont le système de gestion s’aligne sur la norme N286-F12 ou qui comptent mettre en œuvre un système de gestion conforme aux exigences de la norme N286-F12. Elle fournit des renseignements contextuels à l’égard de certaines dispositions et exigences, d’après l’expérience acquise depuis la publication de la norme.

De plus, le REGDOC-2.1.1, Système de gestion fournit aux demandeurs et titulaires de permis de l’information sur le DSR Système de gestion de la CCSN, de même que des renseignements supplémentaires sur divers enjeux courants liés aux systèmes de gestion. Cela comprend des renseignements liés à la norme N286-F12, et des renseignements justificatifs à l’égard de ce qui suit :

• les systèmes de gestion applicables aux différents types de titulaires de permis de la CCSN
• des sujets précis qui ont fait l’objet d’avancées récentes dans les normes relatives aux systèmes de gestion ainsi que de récentes questions d’intérêt réglementaire visant ces systèmes :
  • le leadership, la culture de sûreté, la chaîne d’approvisionnement (y compris la gestion des entrepreneurs et les articles contrefaits, frauduleux ou suspects [ACFS]), la gestion de la configuration et l’assurance de la qualité des logiciels
• la surveillance de la radioprotection associée aux substances nucléaires, aux appareils à rayonnement et aux installations nucléaires de catégorie II

13b) Exigences relatives aux entrepreneurs et aux fournisseurs

Les exigences relatives au système de gestion établies dans la norme N286-F12 s’appliquent également aux fournisseurs embauchés à contrat par les titulaires de permis pour exécuter des activités liées au cycle de vie d’une installation nucléaire, sur le plan de la conception, de la chaîne d’approvisionnement, de la construction, de la mise en service, de l’exploitation et du déclassement. Notamment, elles s’appliquent de manière égale aux fournisseurs de services d’ingénierie, d’approvisionnement et de construction dans le contexte des projets de réfection et de nouvelle construction ainsi qu’à d’autres fournisseurs dans le cadre d’activités courantes dans les centrales nucléaires existantes. Toutefois, la haute direction du titulaire de permis de l’installation nucléaire demeure responsable d’assurer le respect des exigences de la norme.

Le paragraphe 19(v) comprend des renseignements supplémentaires sur les capacités dont doit disposer le personnel technique du titulaire de permis dans le contexte de la gestion de la chaîne d’approvisionnement.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires tiennent à jour 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’ACFS dans le cadre de leurs activités. Afin d’améliorer davantage l’efficacité de leurs programmes, les titulaires de permis ont apporté des 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 ACFS. Le fait d’exiger des fournisseurs qu’ils se conforment à la norme N299, Exigences des programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires du Groupe CSA permet de renforcer les programmes des titulaires de permis dans ce domaine. La série de normes N299 est une version actualisée de l’ancienne série de normes Z299 qui introduit les exigences relatives aux mesures visant à lutter contre les ACFS. Par exemple, SNC-Lavalin Énergie nucléaire a mis en œuvre la série de normes N299 dans le cadre de son programme d’assurance de la qualité organisationnel global.

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

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 centrales nucléaires effectuent ou font effectuer diverses évaluations complètes de la sûreté, y compris l’évaluation des demandes de permis, le bilan périodique de 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 réacteurs CANDU (QSC).

14(i)a) Évaluation des demandes de permis

Le personnel de la CCSN effectue 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 d’autorisation de la CCSN, tant pour les projets de nouvelles centrales nucléaires que pour les centrales 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 RGSRN, le RINCI et d’autres règlements pertinents. La CCSN a également publié des guides de présentation d’une demande de permis à l’intention des centrales nucléaires afin de compléter la réglementation. Ces guides sont rédigés dans le contexte des 14 DSR de la CCSN ainsi que des autres questions d’intérêt réglementaire décrites à l’appendice E.

Dans le cas d’une demande de renouvellement de permis, le personnel de la CCSN attribue une cote au rendement du demandeur pour chaque DSR^{Note de bas de page 10}. Le personnel de la CCSN examine également les plans opérationnels et les propositions du demandeur à l’égard des activités visant à maintenir et à renforcer la sûreté au cours de la prochaine période d’autorisation. En ce qui concerne les centrales nucléaires en exploitation, cela comprend des examens du BPS et du plan intégré de mise en œuvre (PIMO) des améliorations entreprises par le demandeur à l’appui du processus de demande de renouvellement.

Le personnel de la CCSN a recours à des plans d’évaluations ainsi qu’à des instructions de travail et des séries exhaustives de critères d’évaluation technique à l’intention du personnel pour faciliter ses évaluations. Les résultats d’évaluation sont présentés à la Commission pour appuyer les recommandations du personnel de la CCSN lors des audiences d’autorisation visant les centrales nucléaires. Ils ont une incidence sur le contenu des ébauches de permis et de MCP que le personnel de la CCSN présente à la Commission aux fins d’examen. Voir le paragraphe 7.2(ii) pour obtenir des renseignements supplémentaires sur l’approche globale de l’autorisation ainsi que des renseignements relatifs à l’autorisation en fonction des phases du cycle de vie des centrales nucléaires, qui s’appliquent à la fois aux projets de nouvelle construction et aux centrales nucléaires existantes.

En 2019, Global First Power a présenté une demande de permis en vue de la préparation de l’emplacement pour un PRM sur la propriété d’EACL aux Laboratoires de Chalk River. L’évaluation de la demande (ainsi que l’évaluation environnementale requise, tel qu’il est décrit à l’alinéa 17(ii)a)) par la CCSN se poursuit.

Au cours de la période de référence, OPG a demandé le renouvellement de son permis de préparation de l’emplacement visant le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington (PNCND). Bien que le personnel de la CCSN n’ait pas fondé son examen de la demande initiale sur le REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, il a examiné la plus récente demande de renouvellement d’OPG en fonction des exigences et de l’orientation établies dans ce REGDOC. Le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » aux DSR qui étaient pertinents pour un permis de préparation de l’emplacement visant une centrale nucléaire, ainsi qu’à d’autres questions d’intérêt réglementaire (p. ex., consultation des Autochtones, garanties financières, etc.). Le personnel de la CCSN a conclu que le site demeure adéquat pour l’activité proposée et qu’OPG demeure compétente pour exercer les activités autorisées et qu’elle prendra les mesures voulues pour préserver la santé, la sûreté 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. D’après son examen de la demande et compte tenu de la recommandation du personnel de la CCSN, la Commission a renouvelé le permis de préparation de l’emplacement pour 10 ans.

Au cours de la période de référence, Énergie NB a demandé le renouvellement pour 25 ans de son permis d’exploitation visant Point Lepreau. L’évaluation par le personnel de la CCSN de la demande de renouvellement de permis d’Énergie NB a permis de confirmer que la demande respectait les exigences du REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire.

Étant donné qu’il s’agissait de la première demande visant une période d’autorisation aussi longue, le personnel de la CCSN a fait une analyse comparative avec des organismes de réglementation étrangers qui autorisent régulièrement des activités à long terme. Il a également participé à de nombreuses activités de mobilisation des Autochtones et du public avant l’audience de renouvellement de permis, comme la réunion du comité de liaison communautaire d’Énergie NB, des discussions sur la demande de renouvellement lors de rencontres régulières de mobilisation des Autochtones, 2 webinaires qu’il a organisés et des journées portes ouvertes d’Énergie NB où il a présenté des renseignements sur la demande.

Le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » à tous les DSR, ainsi qu’à d’autres questions d’intérêt réglementaire (p. ex., consultation des Autochtones et garanties financières). Il a conclu qu’Énergie NB prenait les mesures voulues pour protéger le public et les travailleurs tout au long de la période d’autorisation en vigueur. Il a noté que le BPS d’Énergie NB ne relevait pas d’écart important entre l’état actuel de la centrale nucléaire et les exigences modernes, et il a confirmé que le PIMO de la société cernait les mesures correctives et établissait les dates d’achèvement de la correction des écarts relevés, notant que les améliorations sur le plan de la sûreté qu’Énergie NB s’était engagée à mettre en œuvre permettraient de maintenir Point Lepreau dans un état comparable à celui d’une nouvelle centrale nucléaire. Le personnel de la CCSN a également confirmé que le plan préliminaire de déclassement d’Énergie NB respectait les exigences réglementaires et que la garantie financière connexe prévoyait un montant adéquat pour couvrir les coûts de déclassement établis dans le plan.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB demeure compétente pour exercer l’activité autorisée (exploitation d’une centrale nucléaire) et qu’elle prendra les mesures voulues pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations internationales que le Canada a assumées. Les résultats de l’évaluation ont été présentés à la Commission durant la partie 1 de l’audience d’autorisation visant le renouvellement (le 26 janvier 2021); la partie 2 de l’audience aura lieu au cours de la prochaine période de référence (mai 2022).

14(i)b) Bilan périodique de la sûreté

Conformément aux exigences du REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté, les documents qui doivent être présentés à la CCSN aux fins d’un BPS comprennent les suivants :

• 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 PIMO

Le PIMO recense les mesures correctives et les améliorations à la sûreté qui tiennent compte de toutes les lacunes relevées dans le BPS. D’après le REGDOC-2.3.3, le titulaire de permis doit obtenir l’approbation du personnel de la CCSN à la fois pour le document de fondement du BPS et pour le PIMO. Des directives additionnelles à l’égard du BPS sont fournies dans la norme N290.18-F17, Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires du Groupe CSA, laquelle est citée en tant que document d’orientation dans les MCP des centrales nucléaires en exploitation.

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

Bruce

Bruce Power a procédé à un BPS pour étayer sa demande de renouvellement du permis d’exploitation de Bruce-A et Bruce-B pour 10 ans, présentée en 2017. Durant cette période, la société effectuera des arrêts en vue du remplacement de composants majeurs.

En 2016, Bruce Power a présenté le PIMO combiné pour Bruce-A et Bruce-B (dont les conceptions sont semblables et qui comptent plusieurs programmes en commun). Ce PIMO a été approuvé par le biais du processus de renouvellement de permis en 2018. Le permis d’exploitation comprend une condition obligeant Bruce Power à mettre en œuvre le PIMO. La CCSN examine chaque année les rapports du PIMO de Bruce Power et confirme que cette dernière travaille à la mise en œuvre de tous les éléments du PIMO. En décembre 2021, Bruce Power avait achevé 53 des 191 éléments du PIMO. À la fin de la période de référence, le personnel de la CCSN examinait le rapport annuel du PIMO de 2021.

Pickering

Le BPS le plus récent de Pickering constituait une mise à jour du fondement d’examen des activités antérieures d’OPG à l’égard du BPS. Plus particulièrement, il comprenait ce qui suit :

• l’examen intégré de la sûreté^{Note de bas de page 11} (EIS) de Pickering-B, réalisé à l’appui de la possibilité d’une réfection et de la poursuite de l’exploitation (pour 30 ans de plus) des tranches 5-8 de Pickering
• l’EIS visant les tranches 1 et 4 de Pickering réalisé avant la remise en service de Pickering-A, à l’appui du redémarrage des tranches 1 et 4
• l’EIS de Darlington, réalisé à l’appui de la réfection et de la poursuite de l’exploitation (les parties programmatiques s’appliquaient à Pickering)

Le PIMO de Pickering a été approuvé par le biais du processus de renouvellement de permis en 2018. L’examen a tenu compte d’une période d’autorisation de 10 ans. Le permis d’exploitation comprend une condition obligeant OPG à mettre en œuvre le PIMO. Le BPS a conclu qu’OPG disposait de programmes et de processus efficaces pour assurer la poursuite de l’exploitation sûre jusqu’en 2024 (fin prévue de l’exploitation commerciale). Dans le cadre du PIMO connexe, OPG s’est engagée à apporter des améliorations, que la CCSN a acceptées par la suite. En juin 2021, OPG avait achevé toutes les mesures du PIMO qu’elle s’était engagée à mettre en œuvre dans le cadre du renouvellement de permis, et le personnel de la CCSN avait approuvé et clos ces mesures.

En août 2019, Pickering a évalué sa séquence d’arrêts et a déterminé que la prolongation de l’exploitation commerciale des tranches 5-8 de Pickering jusqu’en décembre 2025 permettrait à la centrale d’optimiser davantage l’arrêt et le stockage sûr de manière sécuritaire et efficace. Pour favoriser la prolongation de l’exploitation commerciale des tranches 5-8, OPG réévaluera le BPS afin de confirmer que la conception, l’état et l’exploitation de Pickering permettent une année additionnelle d’exploitation commerciale.

Darlington

Au cours de la période de référence antérieure, OPG a réalisé un EIS pour corroborer sa demande de renouvellement du permis d’exploitation de Darlington. Ce PIMO a été approuvé par le biais du processus de renouvellement de permis en 2015. Le permis d’exploitation comprend une condition obligeant OPG à mettre en œuvre le PIMO. Les travaux de réfection ont débuté en octobre 2016 et se poursuivront pendant la prochaine période de référence. Le PIMO actuel comporte 625 éléments et, en décembre 2021, OPG avait achevé 431 de ces éléments, et l’évolution de chaque élément respectait les échéanciers.

Le permis d’exploitation de Darlington comprend une condition distincte exigeant qu’OPG procède à son premier BPS pour appuyer sa prochaine demande de renouvellement. À l’heure actuelle, le projet de BPS en vue du renouvellement de permis visant Darlington pour la période allant de 2025 à 2035 est en cours, et les 2 premières phases sont déjà achevées : la CCSN a accepté le document du fondement technique du BPS d’OPG et a reçu les 15 rapports d’examen des facteurs de sûreté. La troisième phase (le rapport d’évaluation globale) est en cours, et OPG compte présenter le rapport à la CCSN avant la fin de 2022. La quatrième phase vise l’élaboration du PIMO en fonction des améliorations proposées à la suite du rapport d’évaluation globale. Le PIMO établira l’échéancier proposé pour la mise en œuvre des améliorations à la sûreté. OPG compte présenter le PIMO à la CCSN en septembre 2023.

Point Lepreau

Au cours de la période de référence, Énergie NB a réalisé un EIS à l’appui de ses travaux de réfection qui se sont conclus par 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 a réalisé et présenté un BPS, un rapport d’évaluation globale et un PIMO en juin 2021 à l’appui du processus de renouvellement de permis de 2022.

14(i)c) Analyse déterministe de la sûreté

Exigences de nature générale et approche

L’analyse déterministe de la sûreté constitue une méthode rigoureuse visant à démontrer le respect des objectifs de sûreté relatifs aux accidents hypothétiques aux centrales nucléaires. L’ensemble d’exigences et de critères pour évaluer l’acceptabilité de l’emplacement des centrales nucléaires en exploitation figure à l’alinéa 14(i)c) du septième rapport du Canada. Dans le cas des projets de nouvelles constructions, le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires stipule les exigences de conception, y compris celles typiquement démontrées par l’analyse déterministe de la sûreté.

Le RINCI stipule les exigences relatives à la présentation d’analyses déterministes de la sûreté. 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 ce qui suit :

• 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 nouvelles constructions, le REGDOC-2.5.2 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 que la centrale nucléaire répond aux exigences applicables.

Le RINCI stipule également les exigences relatives à une demande de permis d’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I. Conformément aux alinéas 6a) et 6b), la demande de permis d’exploitation d’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)c) présente des renseignements supplémentaires sur le contenu du rapport type d’une analyse de sûreté pour une centrale nucléaire en exploitation.

Le REDGDOC-2.5.2 stipule en outre que le rapport final 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 des 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 aux travailleurs, afin de confirmer que les opérateurs sont en mesure d’effectuer les interventions prévues dans l’analyse
• démontrer que la conception incorpore des marges de sûreté suffisantes
• confirmer que les limites de 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 prescrites à l’alinéa 5g) du RINCI mentionnées précédemment, les titulaires de permis se conforment à la norme N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires du Groupe CSA, qui fait partie du fondement d’autorisation de toutes les centrales nucléaires en exploitation. Conformément à cette norme, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont établi des programmes spécifiques de validation des programmes informatiques faisant partie des outils normalisés de l’industrie (utilisés pour les analyses de la sûreté) afin d’acquérir la confiance nécessaire dans les résultats des analyses. Au cours de la période de référence, les entreprises du secteur nucléaire ont étendu la validation de ces programmes informatiques à des applications à portée élargie.

Conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires un titulaire de permis doit, dans les 5 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), présenter 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 ou 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 de façon continue, par exemple, pour inclure les effets du vieillissement du circuit caloporteur primaire (abordés ci-dessous).

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 en exploitation.

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 à la centrale, sont analysés en utilisant l’EPS, question traitée à l’alinéa 14(i)d).

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 centrales nucléaires 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 modèles actuels d’analyse des AHD pour tenir compte spécifiquement des événements affectant des tranches multiples.

De plus, les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 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

Le document clé concernant l’analyse de la sûreté est le REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté de la CCSN. Ce REGDOC, qui s’aligne sur les normes de sûreté de l’AIEA à l’égard de l’analyse de la sûreté, a permis de moderniser et d’améliorer l’exploitation des centrales nucléaires canadiennes. 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. Il prescrit un processus systématique pour identifier les événements et les classer selon diverses 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 centrales nucléaires 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)c). Les BPS servent à évaluer les écarts entre les exigences du REGDOC-2.4.1 et les rapports de sûreté existants et accordent la priorité aux mises à jour de ces rapports. Les marges de sûreté et le degré de prudence des analyses continuent d’être réévalués en fonction de l’OPEX et des nouvelles connaissances, par exemple en ce qui concerne la gestion du vieillissement. Afin de faciliter ces efforts, la CCSN et l’industrie se sont rencontrées au cours de la période de référence dans le cadre d’un groupe de travail visant à discuter des défis liés à la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1.

Afin de mieux coordonner la mise à jour des rapports de sûreté dans l’ensemble du secteur, les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 ainsi que la correction des incohérences dans celles-ci. Les activités entreprises dans le cadre du programme d’améliorations aux analyses de la sûreté ont été choisies, en partie, pour donner suite aux questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU décrites à l’alinéa 14(i)f). Le programme est dirigé par Bruce Power.

Évaluation de la protection-incendie

Chaque centrale nucléaire dispose d’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 présentée à la CCSN conformément à la norme
N293-12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires du Groupe CSA et qui fait partie du fondement d’autorisation de toutes les centrales nucléaires. Conformément à leur engagement à l’endroit de la CCSN, les titulaires de permis donnent suite à toute recommandation visant à améliorer la protection-incendie ou à toute mesure corrective découlant des révisions des évaluations de la protection-incendie.

14(i)d) 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 3 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 rejets radioactifs importants 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 référence pour la comparaison de la fréquence des dommages graves causés au cœur et de la fréquence des grandes émissions radioactives par rapport aux objectifs de sûreté

Exigences relatives aux études probabilistes de sûreté

Le 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’appliquerait également au cours de la phase de construction d’un projet de nouvelle centrale nucléaire. Le REGDOC-2.4.2 renvoie à la collection Normes de sûreté de l’AIEA (SSG-3 et SSG-4) afin de fournir une orientation générale à l’égard de la méthode utilisée pour les EPS. 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. 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 Commission de réglementation nucléaire des États-Unis, ainsi que sur les bonnes pratiques.

Le REGDOC-2.4.2 stipule qu’une EPS est réalisée tous les 5 ans, ou plus souvent si des changements majeurs sont apportés à l’installation. Les mises à jour font l’objet d’un examen réglementaire. Durant cette période quinquennale, l’analyse des dangers externes, qui tient compte des effets des changements climatiques, est également mise à jour.

Les résultats des évaluations des probabilités de dommages graves au cœur ainsi que des risques d’importantes émissions radioactives dans l’environnement obtenus au moyen d’une EPS sont comparés aux objectifs de sûreté. Les objectifs quantitatifs de sûreté des nouvelles centrales nucléaires sont établis dans 2 documents d’application de la réglementation de la CCSN :

• le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, qui vise les réacteurs refroidis à l’eau
• le RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs, qui est neutre sur le plan technologique et qui vise des installations de recherche, de production d’isotopes, de génération de vapeur, de production d’électricité ou d’autres installations dotées d’un réacteur d’une puissance inférieure à environ 200 mégawatts thermiques

Les objectifs quantitatifs de sûreté, qui 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, sont résumés dans le tableau ci-dessous.

Tableau 8 : Objectifs de la CCSN quantitatifs de sûreté - Objectifs numériques 1

Objectif de sûreté	Justification	REGDOC-2.5.2
Fréquence des dommages causés au cœur du réacteur	Prévention des accidents	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner une dégradation considérable du cœur doit être inférieure à 10-5 par année-réacteur.
Fréquence des faibles émissions radioactives	Rejet pouvant exiger une évacuation	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner un rejet dans l’environnement supérieur à 1015 Bq d’iode 131 doit être inférieure à 10-5 par année-réacteur. Un rejet plus grand pourrait nécessiter l’évacuation temporaire de la population locale.
Fréquence des grandes émissions radioactives	Rejet pouvant exiger une relocalisation à long terme	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner un rejet dans l’environnement supérieur à 1014 Bq de césium 137 doit être inférieure à 10-6 par année-réacteur. Un rejet plus grand pourrait nécessiter la réinstallation à long terme de la population locale.

Tableau 8.B: Objectifs de la CCSN quantitatifs de sûreté - Objectifs numériques 2

Objectif de sûreté	Justification	RD-367
Fréquence des dommages causés au cœur du réacteur	Prévention des accidents	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements qui peuvent entraîner une dégradation considérable du cœur doit être inférieure à 10-5 par année-réacteur.
Fréquence des faibles émissions radioactives	Rejet pouvant exiger une évacuation	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements dont le rejet dans l’environnement exige l’évacuation temporaire de la population locale doit être inférieure à 10-5 par année-réacteur.
Fréquence des grandes émissions radioactives	Rejet pouvant exiger une relocalisation à long terme	La somme des fréquences de toutes les séquences d’événements dont le rejet dans l’environnement exige la relocalisation à long terme de la population locale doit être inférieure à 10-6 par année-réacteur.

La CCSN révise le REGDOC-2.5.2, dans lequel elle compte combiner le contenu de la version actuelle du REGDOC-2.5.2 et du RD-367; la nouvelle version pourrait comprendre une révision des objectifs quantitatifs de sûreté relatifs à la fréquence des faibles émissions radioactives et à la fréquence des grandes émissions radioactives, formulés de sorte à s’appliquer généralement à un éventail plus vaste de technologies de réacteurs potentielles.

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 causés au cœur inférieure à 10^-4 par année-réacteur
• fréquence des grandes émissions radioactives inférieure à 10^-5 par année-réacteur

Conformément à la pratique internationale, la fréquence des faibles émissions radioactives 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 REGDOC-2.4.2

Le REGDOC-2.4.2 stipule que les EPS de niveaux 1 et 2 visant des installations comprennent tous les événements déclencheurs et dangers potentiels propres au site, notamment les suivants :

• les événements déclencheurs internes et les dangers internes
• les dangers externes, qu’ils soient naturels ou d’origine humaine non malveillante

Il est également essentiel de prendre en considération des combinaisons possibles de dangers, et les critères de sélection des dangers doivent être acceptables pour la CCSN. Ces exigences comprennent la prise en compte de toutes les sources de rayonnement (autres que le cœur du réacteur), comme la piscine de stockage du combustible usé. Le REGDOC-2.4.2 stipule que les multiples tranches doivent être prises en compte, le cas échéant. Une EPS est requise à la fois pour les états d’exploitation à pleine puissance et les états d’arrêt de la centrale nucléaire, ainsi que pour tout état durant lequel le réacteur est censé fonctionner pendant de longues périodes.

Le REGDOC-2.4.2 adopte une approche graduelle de l’évaluation des risques des centrales nucléaires, où le niveau d’analyse, l’exhaustivité des documents et la portée des mesures 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 centrales nucléaires ont réalisé des EPS de niveaux 1 et 2 qui tiennent compte, notamment, de la réévaluation des événements déclencheurs externes propres au site. En voici quelques exemples :

• EPS de niveaux 1 et 2 en cas d’événements internes lorsque le réacteur est en puissance
• EPS de niveaux 1 en cas d’événements internes lorsque le réacteur est à l’état d’arrêt
• EPS de niveaux 1 et 2 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

Tous les titulaires de permis ont achevé avant 2020 des EPS intégrales qui sont entièrement conformes aux exigences du REGDOC-2.4.2. Tous les titulaires de permis mettent à jour leurs EPS tous les 5 ans ou plus tôt si l’installation fait l’objet de modifications majeures.

Pour donner suite aux exigences relatives aux EPS des piscines de stockage du combustible usé, qui peuvent être traitées en utilisant d’autres méthodes d’analyse (comme le permet le REGDOC-2.4.2), l’industrie a élaboré de l’orientation.

Par le biais du COG, l’industrie a collaboré en vue d’élaborer une méthode d’EPS pour l’ensemble du site, et les résultats d’un projet pilote d’application de l’EPS pour les sites à tranches multiples à Pickering ont été présentés à la Commission en 2017 à l’occasion d’audiences visant le renouvellement du permis d’exploitation de Pickering. Les résultats préliminaires ont illustré le risque à l’échelle du site en termes de fréquence des dommages causés au cœur et de fréquence des grandes émissions radioactives, et ils ont démontré que le site de Pickering respectait les exigences de la CCSN en matière de prévention des risques déraisonnables pour l’environnement et pour la santé, la sûreté et la sécurité des personnes. De plus, Bruce Power et OPG (Darlington) ont présenté des valeurs agrégées pour les risques, lesquelles ont démontré le maintien des objectifs de sûreté pour la fréquence des dommages causés au cœur et la fréquence des grandes émissions radioactives. Elles ont également démontré leur respect du principe fondamental de sûreté de l’AIEA : Protéger les personnes et l’environnement contre les effets nocifs du rayonnement. L’EPS pour l’ensemble du site de Pickering n’a pas été actualisée durant la période de référence en cours, dans le contexte des récentes mises à jour d’EPS par OPG, étant donné que la fréquence agrégée des grandes émissions radioactives présentée à la CCSN dans le cadre de l’EPS de 2017 pour l’ensemble du site de Pickering demeure valide et limitative.

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 typiques, en plus de celles énoncées dans la liste à puces des objectifs principaux au début de l’alinéa 14(i)d), comprennent l’application des résultats d’EPS en conjonction avec les résultats d’analyses déterministes afin d’améliorer la fiabilité et la tenue à jour des programmes. 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) visant la surveillance courante des risques liés aux arrêts et à l’exploitation à pleine puissance. Les titulaires de permis continueront d’utiliser les EPS pour améliorer les programmes de surveillance des risques opérationnels, pour optimiser les programmes d’essai et d’entretien et pour fournir des renseignements utiles à l’égard des modifications de conception de centrales nucléaires et des décisions concernant la réfection et les améliorations à la sûreté des centrales. Par exemple, OPG a étudié et mis en œuvre des mesures rentables pour réduire la fréquence des dommages causés 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.

La CCSN utilise les résultats des EPS pour évaluer le rendement des titulaires de permis, cerner les possibilités d’améliorations à la sûreté, évaluer les modifications proposées aux centrales ou au fondement d’autorisation et alimenter les programmes de vérification de la conformité des titulaires de permis. À cette fin, le personnel de la CCSN a entrepris un projet de manuel sur les risques qui vise à offrir une formation d’introduction aux EPS à l’intention des agents du programme de réglementation et inspecteurs de site de la CCSN ainsi qu’à résumer les renseignements utiles sur le risque et les résultats d’EPS des titulaires de permis de chaque centrale nucléaire en exploitation dans une application Web conviviale. Les manuels sont munis de tableaux de bord et de tableaux interactifs, offrant notamment des capacités de recherche, de triage et de filtrage. Ils permettent aussi l’établissement de tendances relatives aux systèmes et composants importants pour la sûreté à l’aide d’information tirée des rapports annuels des titulaires de permis sur le risque et la fiabilité. Ils facilitent la planification des inspections de la CCSN en aidant les inspecteurs à mettre l’accent sur les événements déclencheurs et/ou précurseurs d’accident mettant en cause de multiples tranches ainsi qu’en mettant à profit les mesures d’importance des EPS pour faciliter l’identification des systèmes et composants présentant la valeur la plus élevée d’importance pour le risque de leur indisponibilité.

État d’avancement des EPS à chaque centrale nucléaire

Bruce-A et Bruce-B

En 2019, Bruce Power a achevé la mise à jour des EPS de Bruce-A et de Bruce-B visant à se conformer au REGDOC-2.4.2, donnant suite à de nouvelles exigences réglementaires (portant notamment sur l’incidence sur les tranches multiples, d’autres sources radioactives comme la piscine de stockage du combustible usé, la combinaison possible de dangers externes et d’autres conditions d’exploitation) dans le cadre des leçons apprises de l’accident de Fukushima.

De plus, Bruce Power a mis au point une méthode visant les EPS pour l’ensemble du site qui est conforme aux lignes directrices et aux pratiques du secteur.

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, entre autres activités.

Point Lepreau

Énergie NB a mis au point 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). Les EPS sont conformes au REGDOC-2.4.2 depuis 2016 et tiennent compte des piscines de stockage du combustible usé ainsi que de la combinaison possible de dangers externes. Les résultats des EPS confirment que Point Lepreau a respecté les objectifs de sûreté relatifs aux centrales existantes.

L’EPS actualisée de Point Lepreau de même que la mise à jour des méthodes d’EPS ont été achevées à l’automne 2021.

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 et appuyer la gestion de la configuration des risques pour la planification du calendrier d’exploitation et d’arrêt, entre autres activités.

Darlington

Au cours de la période de référence antérieure, OPG a mis au point ou actualisé 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) afin de permettre à Darlington de satisfaire aux exigences de la norme d’application de la réglementation S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires^{Note de bas de page 12} de la CCSN. Les résultats des EPS ont démontré que Darlington a respecté les objectifs de sûreté relatifs aux centrales existantes.

En 2018, OPG a révisé les méthodes d’EPS visant Darlington afin de se conformer au REGDOC-2.4.2. L’EPS de Darlington, qui a démontré la conformité au REGDOC-2.4.2, a été achevée en 2020.

Les résultats et les perspectives fournis par l’EPS 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 réfection, entre autres activités.

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 Pickering-B (2017) et Pickering-A (2018) afin de satisfaire aux exigences de la norme S-294. Les résultats des EPS ont démontré que Pickering-B et Pickering-A ont toutes deux respecté les objectifs de sûreté relatifs aux centrales existantes.

En 2018, OPG a révisé les méthodes d’EPS visant Pickering-A et Pickering-B afin de se conformer au REGDOC-2.4.2. L’EPS de Pickering, qui a démontré la conformité au REGDOC-2.4.2, a été achevée en 2020.

Les résultats et les perspectives fournis par l’EPS 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, entre autres activités.

14(i)e) Examens menés par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO) et l’AIEA

Les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 renseignements sur le processus d’examen par les pairs de la WANO figurent dans le sixième rapport du Canada.

Les examens par les pairs suivants ont été réalisés au Canada au cours de la période de référence :

Bruce-A et Bruce-B (organisationnel) Octobre 2019

Bruce-A Octobre à novembre 2021

Bruce-B Juin 2019

Darlington Octobre 2020

Pickering Octobre 2021

Point Lepreau Novembre 2019

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 d’apporter 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 sont prévus au Canada au cours de la prochaine période de référence :

Bruce-A et Bruce-B (organisationnel) Juillet 2022

Bruce-A Octobre 2023

Bruce-B Juin 2022

Darlington Octobre 2022

Pickering Octobre 2023

Point Lepreau Octobre 2022

14(i)f) Évaluation et résolution des questions de sûreté relatives aux réacteurs 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 relever 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 relever, 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 du risque. Les questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU (QSC) ont été divisées en 3 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, par exemple, par l’application de la loi.

Un processus décisionnel tenant compte du risque (comme il est décrit dans le sixième rapport du Canada) a été appliqué aux QSC de la catégorie 3 afin de définir et d’évaluer le risque lié à chacune d’elles, de déterminer l’importance de ce risque et de recommander des mesures pour l’atténuer. 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 centrales nucléaires. Bon nombre des QSC de catégorie 3 désignées antérieurement ont été reclassifiées pour une partie ou l’ensemble des centrales nucléaires au cours de périodes de référence précédentes. 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.

Les QSC de catégorie 3 ont été séparées en 2 groupes, soit celles relatives aux APRPGB et les autres (appelées questions non liées à un APRPGB), afin de les traiter de manière efficace.

En ce qui a trait aux questions non liées à un APRPGB, les travaux au cours de la période de référence ont été axés sur 2 QSC (dont les numéros sont entre parenthèses) :

• code informatique et validation de modèle (AA3)
• ruptures de conduites à haute énergie (IH6)

Le personnel de la CCSN a évalué la mise à jour de l’état de la QSC AA3 à l’égard du programme relatif au code informatique et à la validation de modèle de la centrale pour tous les titulaires de permis et a déterminé que les commentaires de la CCSN sur la validation du code et les lignes directrices en matière d’estimation de l’exactitude ont été traités et intégrés dans les 2 versions révisées des lignes directrices. Il a reclassifié la QSC AA3 de la catégorie 3 à la catégorie 2 en 2020. Il a noté que l’évaluation de l’applicabilité du code avait progressé, mais que davantage de travaux de validation étaient nécessaires pour continuer d’évaluer l’effet de la modélisation des incertitudes et de l’exactitude des codes sur l’analyse des scénarios d’accidents hypothétiques.

La QSC liée aux ruptures de conduites à haute énergie (IH6) demeure à la catégorie 3 pour Pickering seulement. Au cours de la période de référence, le personnel de la CCSN a achevé l’examen des documents présentés par OPG sur les résultats d’inspection des conduites de Pickering. D’après les clarifications de suivi présentées par OPG en réponse aux questions du personnel de la CCSN, ce dernier s’est dit satisfait des résultats d’inspection d’OPG découlant de points d’inspection additionnels visant les 3 conduites à haute énergie non nucléaires se trouvant à l’intérieur du bâtiment du réacteur. Le personnel de la CCSN surveillera la mise en œuvre par OPG de ces nouveaux points d’inspection, par le biais d’activités de vérification de la conformité dans le cadre du programme d’inspections périodiques d’OPG. En outre, il continuera de mettre à profit sa surveillance du PIMO de Pickering pour assurer le suivi de l’achèvement par OPG des conditions associées à la reclassification conditionnelle de cette QSC de la catégorie 3 à la catégorie 2 pour les tranches 1 et 4 de Pickering. Pour les tranches 5 à 8 de Pickering, la QSC a été reclassée de la catégorie 3 à la catégorie 2 en 2018.

En ce qui concerne les questions liées à un APRPGB, les travaux réalisés au cours de la période de référence étaient axés sur 3 QSC demeurant à la catégorie 3 :

• analyse du coefficient de réactivité cavitaire (AA9)
• comportement du combustible lors de transitoires à haute température (PF9)
• comportement du combustible lors de transitoires de pointe de puissance (PF10)

En 2019, le personnel de la CCSN a accepté la méthode d’analyse de Bruce Power et ses résultats démontrant que la fréquence des ruptures de conduites supérieures à la taille seuil de rupture (TSR) pour les réacteurs de Bruce correspond à la gamme de fréquences associée aux AHD. La CCSN a accepté la demande de Bruce Power visant à reclassifier les 3 QSC liées à un APRPGB (AA9, PF9 et PF10) de la catégorie 3 à la catégorie 2, compte tenu de la démonstration de la faible probabilité d’occurrence de grosses ruptures. Ensuite, en janvier 2020, Bruce Power a présenté une analyse de la sûreté révisée à l’égard des APRPGB fondée sur des conditions réalistes de ruptures supérieures à la TSR, et elle a demandé au personnel de la CCSN de reclassifier les ruptures supérieures à la TSR en tant qu’événements d’AHD. Le personnel de la CCSN a déterminé que les documents présentés par Bruce Power établissaient une approche généralement acceptable pour l’analyse de la sûreté à l’égard des APRPGB présentant une rupture supérieure à la TSR. En août 2020, le personnel de la CCSN a accepté la demande de Bruce Power visant à reclassifier les ruptures supérieures à la TSR d’AD à AHD, compte tenu de la démonstration de la faible probabilité d’occurrence de ruptures supérieures à la TSR et du faible risque qui y est associé. Son examen de l’analyse de la sûreté de Bruce Power à l’égard des APRPGB se poursuit.

OPG a informé le personnel de la CCSN qu’elle compte recourir aux mêmes méthodes mises au point par Bruce Power à l’occasion de la présentation de sa prochaine analyse de la sûreté à l’égard des APRPGB visant ses centrales nucléaires.

En plus de ce qui précède, le secteur continue d’élaborer l’approche analytique composite pour donner suite aux QSC liées à un APRPGB. Par le biais d’un accord visant l’ensemble du secteur, Bruce Power se positionne en chef de file du développement et de la mise en œuvre de techniques d’analyses probabilistes relatives à la fréquence de rupture des conduites de grand diamètre du circuit caloporteur. Elle a continué de discuter avec le personnel de la CCSN du développement et de la mise en œuvre de la méthode au cours de la période de référence.

Les récentes publications annuelles du Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada fournissent des descriptions plus approfondies des QSC de catégorie 3 restantes et des mesures requises de contrôle du risque.

Suggestion 7RE S-1 pour le Canada issue de la septième réunion d’examen de la CSN

Le Canada devrait aborder toutes les QSC de catégorie 3 mentionnées dans le septième rapport national et présenter un rapport à la huitième réunion d’examen.

En soumettant le présent rapport, la CCSN indique que les activités prévues pour donner suite 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 3 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)g) Respect du principe (2) de la DVSN

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 répertorier les améliorations à la sûreté destinées à atteindre les objectifs du principe (1) de la DVSN. 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 interventions de protection à long terme sont nécessaires. Le principe (2) de la DVSN exige aussi que des améliorations à 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 centrales nucléaires ont réalisé des BPS fondés 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 14(i)b) pour une description des plus récents BPS réalisés par chacun des titulaires de permis. Les PIMO ont compris d’importantes améliorations à la sûreté, dans la mesure du possible; ces améliorations ont été mises en œuvre durant la réfection, les arrêts aux fins d’entretien et d’autres activités.

Les autres évaluations et vérifications (qui sont également fondées sur les documents d’application de la réglementation et les normes mis à jour) comprennent les suivantes :

• 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 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 qu’elle 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 du personnel 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 vaste éventail d’inspections avec l’aide de spécialistes de l’administration centrale de la CCSN à Ottawa.

Le personnel de la CCSN examine également des points précis des rapports soumis par les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 ou d’inspections ciblées, pour lesquels un suivi est souvent effectué par l’intermédiaire de mesures de suivi spécifiques à des centrales nucléaires particulières. Le personnel de la CCSN examine aussi les rapports d’analyse de la sûreté et les études de fiabilité des systèmes de sûreté qui sont soumis conformément au REGDOC-3.1.1.

De plus, le personnel de la CCSN vérifie que les modifications opérationnelles 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 l’autorisation).

Les permis délivrés par la CCSN 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 d’aptitude fonctionnelle. Les programmes des titulaires de permis comprennent des essais (alinéa 14(ii)a)) et divers programmes de gestion du vieillissement pour tenir compte de systèmes critiques spécifiques et des mécanismes de vieillissement (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 obtenir des renseignements supplémentaires, voir le paragraphe 19(iii)).

Les titulaires de permis de centrales nucléaires exécutent des programmes d’inspections périodiques 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, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU
• N285.5, Inspection périodique 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 de publications de l’Electric Power Research Institute (EPRI) et de l’American Society of Mechanical Engineers (ASME).

Des milliers d’essais liés à la sûreté sont effectués annuellement à chaque centrale nucléaire. 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 dégradation 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 dégradation des matériaux et de l’équipement. Ce type de dégradation en fonction du temps est appelé vieillissement. La gestion du vieillissement comprend l’ensemble des mesures d’ingénierie, d’exploitation et d’entretien ainsi que les inspections effectuées afin de contrôler, dans le respect de limites acceptables, les effets du vieillissement et l’obsolescence des SSC.

L’expérience accumulée à l’égard des nombreux mécanismes de dégradation importants observés au cours de la vie des centrales nucléaires 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 pièces d’équipement afin de s’assurer que tous les SSC importants pour la sûreté demeurent 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 production de rapports à cet effet, les inspections par le personnel d’inspection qualifié et l’entretien préventif. Ces programmes sont revus régulièrement et mis à jour au besoin pour tenir compte des nouvelles données et constatations et les intégrer. Le personnel de la CCSN examine 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 phases de leur cycle de vie : conception, fabrication, construction, mise en service, exploitation, prolongation de la durée de vie et déclassement. Le REGDOC 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. Afin d’appuyer l’exploitation à long terme, la CCSN a 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.

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). À mesure que les réacteurs ont commencé à approcher leur cible opérationnelle, les titulaires de permis ont été en mesure de démontrer que les tubes de force n’approchaient pas leurs limites nominales sur le plan des propriétés des matériaux et des caractéristiques dimensionnelles. Il s’agit du fondement de la prolongation de la vie opérationnelle des réacteurs au-delà de 210 000 HEPP. On a déterminé que la durée de vie nominale des tubes de force dépend davantage de facteurs comme la ténacité à la rupture que des HEPP. La prolongation de l’exploitation des tubes de force ne met pas en danger la sûreté tant que les limites sur le plan des propriétés des matériaux ne sont pas dépassées.

Dans le cadre d’un programme conjoint de gestion du cycle de vie des canaux de combustible, programme comportant des activités de R-D 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 tubes de force et les espaceurs annulaires en Inconel X-750). Les titulaires de permis de centrales nucléaires 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 N285.8, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU du Groupe CSA. 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 leur 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. 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.

Tableau 9 : 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.

Le processus de gestion du cycle de vie (planification et réalisation des activités d’inspection, confirmation de la cohérence des résultats et des modèles de prévision, et ajustement des modèles de suivi et de mise à jour, le cas échéant) a été appliqué pour donner suite aux mesures récentes, au sein de l’industrie, de concentrations élevées d’hydrogène équivalent dans la zone du point de sortie des tubes de force (tel qu’il est décrit à l’appendice C). Ces constatations ont mené à des ajustements des programmes d’échantillonnage d’hydrogène équivalent pour les tubes en service et les tubes enlevés, de même qu’à des inspections additionnelles de la zone afin de démontrer le maintien de l’aptitude fonctionnelle. Les membres de l’industrie s’efforcent actuellement de refléter les mesures dans leurs modèles de prévision respectifs.

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.

Introduction et changements aux exigences

Une grande partie de la R-D du Canada en matière de sûreté nucléaire (voir l’appendice D) vise les domaines de la radioprotection, de la surveillance du rayonnement, de la protection de l’environnement, de la gestion de l’environnement et d’autres sujets connexes.

Au Canada, le RGSRN énonce des exigences générales relatives au contrôle de l’exposition au rayonnement des travailleurs du secteur nucléaire^{Note de bas de page 13} (TSN) 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, pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, et pour 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 est fondée sur la publication 103 (2007) de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) et le document de l’AIEA Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté, GSR Partie 3 (2014).

Recommandation R3 du SEIR

« La CCSN devrait s’assurer que les exigences en matière de radioprotection sont conformes aux Prescriptions générales de sûreté (GSR) Partie 3. »

Tel qu’il est indiqué dans les septième et huitième rapports du Canada, le projet de modernisation du RRP a débuté en 2013 par la publication d’un document de travail sollicitant la rétroaction des parties intéressées. Les modifications proposées au RRP tenaient compte des mises à jour des recommandations internationales, ainsi que des domaines d’amélioration relevés à partir des questions opérationnelles et des leçons retenues de la mise en œuvre du RRP. La CCSN a sollicité la rétroaction des parties intéressées et du public à l’égard des modifications proposées. À la suite de l’examen du document de travail ainsi que de consultations ciblées auprès des parties intéressées, le RRP a initialement été modifié en 2017, tel qu’il est décrit dans le huitième rapport du Canada. Au cours de la période de référence actuelle, d’autres modifications au RRP ont été publiées en novembre 2020, et des dispositions transitoires additionnelles sont entrées en vigueur en janvier 2021. Voici quelques-unes des principales modifications apportées au RRP au cours de la période de référence :

• renforcement des exigences obligeant les titulaires de permis à fournir des renseignements aux TSN à l’égard de ce qui suit :
  • les responsabilités du travailleur et les risques connexes durant la maîtrise d’une urgence
  • les risques d’absorption de substances nucléaires pour les nourrissons allaités
  • l’importance pour une TSN qui est enceinte ou qui allaite d’en informer le titulaire de permis
• le retrait de l’exigence obligeant une TSN à divulguer au titulaire de permis qu’elle est enceinte
• une nouvelle exigence obligeant un titulaire de permis à recourir à un service de dosimétrie autorisé pour déterminer la dose équivalente à la peau ou aux mains et aux pieds d’un TSN qui pourrait recevoir une dose supérieure à 50 mSv pour une période de dosimétrie de 1 an
• la révision de la limite de dose équivalente au cristallin pour un TSN de 150 mSv à 50 mSv pour une période de dosimétrie de 1 an
• l’ajout d’une période précise de conservation des dossiers dosimétriques
• une nouvelle exigence obligeant les titulaires de permis à veiller à ce que les appareils de détection et de mesure du rayonnement soient sélectionnés, mis à l’essai et étalonnés en fonction de leur utilisation prévue

Afin d’appuyer la mise en œuvre par les titulaires de permis du RRP modifié, la CCSN a publié au cours de la période de référence 3 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 d’application de la réglementation remplacent les normes et guides d’application de la réglementation existants, offrant une orientation nouvelle et actualisée en matière de radioprotection et de dosimétrie qui s’aligne sur le RRP révisé.

Afin de vérifier le respect des conditions de permis et règlements, le personnel de la CCSN examine les documents et les rapports opérationnels présentés par les demandeurs et titulaires de permis et, par le biais des évaluations techniques et des activités de vérification de la conformité, il évalue la mise en œuvre des programmes de radioprotection et de protection de l’environnement des titulaires de permis. 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).

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 au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN examine 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. 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 de la CCSN 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 susmentionnées, 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 l’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 et 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 TSN : 50 mSv par période de dosimétrie de 1 an et 100 mSv par période de dosimétrie de 5 ans
• pour les TSN enceintes : 4 mSv au cours du reste de la grossesse
• pour les personnes autres que des TSN : 1 mSv par année civile

L’article 14 du RRP prescrit les limites de dose équivalente suivantes :

• pour les TSN : 50 mSv au cristallin par période de dosimétrie de 1 an
• pour les personnes autres que des TSN : 15 mSv au cristallin par année civile
• pour les TSN : 500 mSv à la peau par période de dosimétrie de 1 an
• pour les personnes autres que des TSN : 50 mSv à la peau par année civile
• pour les TSN : 500 mSv aux mains et aux pieds par période de dosimétrie de 1 an
• pour les personnes autres que des TSN : 50 mSv aux mains et aux pieds par année civile

L’annexe 15a) fournit des renseignements supplémentaires sur le RRP, les exigences de dosimétrie ainsi que 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 centrales nucléaires 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 visent notamment à 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 méthodes de travail par la direction
• les qualifications et la formation du personnel
• le contrôle de la radioexposition du personnel et du public
• la planification en vue de situations inhabituelles

Les paragraphes qui suivent donnent des exemples de 3 stratégies particulières adoptées par les titulaires de permis pour minimiser les doses aux 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 sous rayonnement et réduire les doses aux travailleurs. La surveillance à distance des dangers radiologiques et le recours à la robotique ont permis de réduire les doses en évitant que le personnel ne se rendre dans certaines zones pour effectuer des contrôles radiologiques de routine ainsi qu’en permettant au personnel de choisir un équipement de protection approprié en fonction du niveau de risque actuel et anticipé, et de pouvoir s’adapter à des conditions changeantes. Certains titulaires de permis ont mis à profit la robotique pour inspecter et enlever des points chauds de contamination élevée, minimisant ainsi les doses aux 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 de piégeage du cobalt 60 afin d’améliorer l’élimination des matières colloïdales dans le circuit caloporteur primaire. Enfin, en tenant compte de l’OPEX, tous les titulaires de permis ont renforcé leurs programmes de contrôle de la contamination pour mieux gérer et atténuer les risques de contamination alpha. Bruce Power prévoit la décontamination chimique de ses systèmes de réacteurs pour réduire les termes sources en vue des arrêts à venir aux fins de remplacement de composants majeurs.

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. Pour se préparer aux travaux de réfection, des maquettes grandeur nature visant à mettre à l’essai les outils et à 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 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 ils ne sont pas branchés). Enfin, des maquettes ont également été utilisées pour permettre aux TSN 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. Ces objectifs sont semblables aux prescriptions recommandées dans le guide de sûreté GSG-7, Radioprotection professionnelle de l’AIEA. Le personnel de la CCSN vérifie que les titulaires de permis de centrales nucléaires surveillent leur rendement par rapport aux objectifs internes en matière de doses de rayonnement, et les renseignements recueillis servent à améliorer le rendement en matière de radioprotection.

Recommandation R2 du SEIR

« La CCSN devrait établir ou approuver des contraintes de dose pour toutes les installations de catégorie I. »

La CCSN avait déjà fait cette constatation dans le cadre de son autoévaluation réalisée avant la mission du SEIR. La CCSN impose des limites de dose pour l’exposition du public, et ce, pour tous les types d’installations et exige que les demandes de permis démontrent que les meilleures techniques existantes d’application rentable (MTEAR) sont appliquées. La CCSN a déjà constaté une application incohérente des contraintes de dose pour les limites de rejet dérivées visant les installations de catégorie I. Ce problème est traité dans le projet de document REGDOC-2.9.2, Contrôler les rejets dans l’environnement, qui traitera du rôle des contraintes de dose dans l’optimisation et le soutien du processus d’autorisation des rejets. La consultation publique concernant le REGDOC-2.9.2 aura lieu en 2020, et son approbation par la Commission est envisagée pour 2021.

Doses aux travailleurs

Santé Canada gère le FDN, qui est le dépôt national du Canada pour les dossiers de contrôle du rayonnement de tous les travailleurs exposés aux rayonnements ionisants dans le cadre de leur travail. Le FDN soutient Santé Canada et les organismes canadiens de réglementation dans leurs mandats visant à protéger la santé et la sécurité de la population canadienne exposée aux rayonnements ionisants en milieu de travail. Il 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 compétence. 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.

Les doses aux travailleurs étaient inférieures aux limites réglementaires au cours de la période de référence (voir l’annexe 15a)). Pendant cette période, la dose collective totale dans les centrales nucléaires canadiennes a varié en raison de divers facteurs, dont les suivants :

• les débits de dose associés au type de travail effectué
• le nombre d’arrêts chaque année
• la portée 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, la LSRN (paragraphe 3) vise à limiter à un niveau raisonnable les risques pour la sûreté des personnes et pour l’environnement qui sont associés au développement, à la production et à l’utilisation de l’énergie nucléaire. Le RGSRN fournit des renseignements supplémentaires sur les exigences en matière de protection de l’environnement. L’alinéa 12(1)c) du RGSRN stipule que chaque titulaire de permis prend 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 relatives à la protection des personnes et de l’environnement lors de l’exploitation des centrales nucléaires figurent dans le RINCI. 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 RINCI sont les suivantes :

• les alinéas 3g), h) et k) stipulent que les titulaires de permis présentent leurs propositions de politiques et procédures relatives à la protection de l’environnement, de programmes de surveillance de l’environnement et des effluents ainsi que de plan pour le déclassement de la centrale nucléaire
• l’alinéa 3j) stipule que les titulaires de permis présentent leur 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, la sûreté et la sécurité des personnes à toutes les phases de son cycle de vie

Prenant pour exemple l’exploitation en tant que phase du cycle de vie, les exigences particulières du RINCI à l’intention des titulaires de permis de centrales nucléaires stipulent qu’une demande d’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I décrive ce qui suit :

• 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
• 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 ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale

Les titulaires de permis des centrales nucléaires en exploitation ont mis en œuvre le
REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.1. Les exigences et l’orientation établies dans ce document correspondent aux pratiques modernes nationales et internationales, donnent suite à des enjeux et des éléments qui contrôlent et renforcent la sûreté nucléaire, et établissent une approche moderne qui tient compte des risques pour assurer la protection de l’environnement.

Le cadre de réglementation général pour la protection de l’environnement, tel qu’il est décrit dans le REGDOC-2.9.1, est reproduit à la figure 15b). Il convient de noter que l’évaluation environnementale (EE), telle qu’indiquée dans cette figure, correspond à la pratique plus récente associée à l’évaluation d’impact (EI), qui est décrite à l’alinéa 17(ii)a).

Figure 15b) : Version textuelle

Figure expliquant le système de gestion de l’environnement, qui comprend les évaluations des risques environnementaux (ERE) et les programmes de surveillance servant à vérifier les prévisions de l’ERE. Ces programmes comprennent la surveillance des effluents, de l’environnement et des eaux souterraines, et produisent des données qui servent à l’examen de l’ERE, en plus des études supplémentaires et des connaissances scientifiques actuelles.

Le REGDOC-2.9.1 stipule que les titulaires de permis de centrales nucléaires sont tenus d’établir un système de gestion de l’environnement qui comprend les évaluations des risques environnementaux (ERE) ainsi que des programmes de surveillance (p. ex., effluents, émissions, environnement et eaux souterraines) mis en place pour vérifier les prévisions de l’ERE. Des études supplémentaires peuvent aussi être nécessaires pour évaluer, entre autres, les incidences des effluents thermiques sur les espèces de poisson sensibles. Les systèmes de gestion de l’environnement comprennent des programmes visant à contrôler et à surveiller les effets des activités sur les personnes et l’environnement. Ces programmes visent notamment à maintenir les risques pour la santé humaine et l’environnement à un faible niveau par rapport à ceux auxquels elle est normalement exposée en raison d’autres activités industrielles. En plus des ERE et de la surveillance, les éléments typiques comprennent la gestion des rejets et des déchets, la formation des travailleurs et l’information du public.

Les sections ci-dessous décrivent de manière plus approfondie l’ERE et les programmes de surveillance des effluents, des émissions et de l’environnement.

Le personnel de la CCSN examine chaque année l’information recueillie par les programmes de surveillance afin de vérifier si les prévisions de l’ERE sont exactes.

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) effectue des examens de la protection de l’environnement (EPE) pour toutes les installations nucléaires susceptibles d’avoir des interactions entre le projet et l’environnement, conformément à son mandat prévu par la LSRN, afin d’éviter les risques déraisonnables pour l’environnement et la santé des personnes. Les EPE sont des évaluations environnementales techniques fondées sur des faits scientifiques; ils sont réalisés par le personnel de la CCSN et consignés dans des rapports d’EPE autonomes ou directement dans des documents à l’intention des commissaires (CMD). Les rapports d’EPE mettent l’accent sur les aspects d’intérêt pour les Autochtones et le public ainsi que pour la réglementation, notamment les rejets potentiels dans l’environnement découlant de l’exploitation normale, le risque de rejet de substances radiologiques et dangereuses dans l’environnement récepteur, les composantes valorisées et les espèces en péril. Les renseignements fournis dans les rapports d’EPE résument les constatations du personnel de la CCSN qui pourraient appuyer et étayer les recommandations du personnel à l’intention de la Commission, dans le cadre de futures décisions d’autorisation et de réglementation.

Pour chaque centrale nucléaire, la CCSN confirme que l’exploitant de la centrale a pris les mesures voulues pour protéger l’environnement en maintenant les rejets de substances radiologiques dans l’environnement au niveau ALARA, compte tenu des facteurs sociaux et économiques, et en appliquant les meilleures techniques existantes d’application rentable (MTEAR) pour les substances dangereuses, dans la mesure du possible.

Bien que l’autorisation d’exploiter une centrale nucléaire soit fondée sur les prévisions des ERE, en 2021, le personnel de la CCSN a adopté une nouvelle approche de la publication des rapports d’EPE selon un cycle régulier lié au cycle quinquennal d’ERE du titulaire de permis et distinct de toute décision d’autorisation spécifique. Les rapports d’EPE sont publiés sur le site Web de la CCSN et sur la plateforme du portail du gouvernement ouvert du Canada.

Évaluation des risques environnementaux

Les titulaires de permis de centrales nucléaires s’appuient sur les ERE en vue de prévoir les risques radiologiques et conventionnels pour l’environnement ainsi que les effets des facteurs de stress physiques (p. ex., impaction et entraînement des poissons) après la prise de mesures d’atténuation en fonction des principes ALARA et MTEAR, le cas échéant, pour prévenir ou réduire les effets sur l’environnement.

Une ERE est un processus systématique permettant d’identifier, de quantifier et de caractériser les risques posés par les contaminants (substances nucléaires ou dangereuses) et les facteurs de stress physiques dans l’environnement. Elle fournit des renseignements scientifiques à l’appui de la prise de décision et de l’établissement de la priorité des mesures d’atténuation à mettre en œuvre. Les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes sont tenus de se conformer à la norme N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium du Groupe CSA. 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. Plus particulièrement, l’ERE se fonde sur les estimations relatives aux facteurs de stress physiques propres à la centrale nucléaire (p. ex., impaction et entraînement des poissons et des mollusques) et aux rejets (rejets de substances radioactives et dangereuses ou rejets thermiques) afin de prévoir ce qui suit :

• les termes sources des rejets
• le transport des substances radiologiques et dangereuses par les diverses voies environnementales (p. ex., atmosphère, eaux de surface)
• 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 tous les 5 ans ou plus tôt si des changements importants surviennent à l’installation, en fonction des données tirées des programmes de surveillance des effluents et de l’environnement, d’études spéciales et des nouvelles données scientifiques. Si les prévisions de l’ERE ne se réalisent pas, des mesures de gestion adaptative (p. ex., mesures d’atténuation ou de compensation) peuvent être mises en œuvre, le cas échéant.

Surveillance des effluents et des émissions

Les mesures importantes du système de gestion de l’environnement à l’appui des programmes de surveillance comprennent l’établissement de limites et de seuils d’intervention relatifs aux rejets dans l’environnement. Bien que les matières radioactives rejetées dans l’environnement par les émissions gazeuses et les effluents liquides des centrales nucléaires puissent entraîner la radioexposition du public par les voies d’exposition environnementales, les doses au 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 au public, la CCSN restreint la quantité de matières radioactives que les titulaires de permis peuvent rejeter. Les limites de rejet des émissions gazeuses et des effluents liquides, 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 propre à une voie de rejet (voie d’exposition) depuis une centrale nucléaire. Si le total des rejets mesurés pour chaque émission gazeuse ou effluent liquide, exprimé en pourcentage de leurs LRD respectives, dépasse 100 %, la dose aux 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 provenant d’une source de rejet donnée en raison de facteurs tels que leur proximité par rapport à l’endroit du rejet, leurs habitudes alimentaires et comportementales, leur âge et leur métabolisme ainsi que les fluctuations des conditions environnementales.

Le calcul des LRD est fondé sur la méthode établie dans la norme N288.1, Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires du Groupe CSA. 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 et dépendent de plusieurs facteurs (p. ex., hypothèses, caractéristiques des personnes représentatives, données propres au site). Le calcul des LRD peut être très simple ou très complexe. Par conséquent, les LRD devraient être examinées et, si nécessaire, révisées approximativement tous les 5 ans. Il convient de noter que l’évaluation des risques pour la santé des membres du public dans l’ERE applique la même méthode que pour le calcul des LRD, sauf que la dose au public est estimée à partir des données mesurées de surveillance des effluents et des émissions, en fonction de voies de rejets précises.

Pour la protection de l’environnement, les titulaires de permis établissent des seuils d’intervention environnementale 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.

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). 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. La CCSN publie des données sur ces rejets, de même que les LRD connexes, sur le portail du gouvernement ouvert. Au cours de la période de référence, les rejets des centrales nucléaires canadiennes étaient inférieurs à 1 % des LRD. De 2016 à 2018, un seul dépassement d’un seuil d’intervention environnementale a été déclaré^{Note de bas de page 14}.

Les programmes de surveillance des effluents des titulaires de permis sont fondés sur les exigences du permis, lequel exige la conformité aux normes N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium et N288.1, Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires du Groupe CSA ainsi qu’au REGDOC-2.9.1, Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.2.

Surveillance environnementale

En plus de surveiller les émissions et effluents radiologiques provenant des centrales nucléaires, les titulaires de permis disposent de programmes de surveillance de l’environnement visant à contrôler la radioactivité et d’autres interactions avec l’environnement autour des installations. Plus particulièrement, ces programmes visent la surveillance de l’air, de l’eau et des produits de la chaîne alimentaire. Les programmes de surveillance de l’environnement 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 de 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) que les mesures de confinement et de contrôle des effluents sont efficaces, et en donner l’assurance au public
• améliorer les modèles utilisés dans l’ERE, ou réduire l’incertitude des prévisions de l’ERE

Les programmes de surveillance de l’environnement des titulaires de permis sont fondés sur la norme N288.4-10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium du Groupe CSA, et peuvent également s’appuyer sur les normes N288.7-F15, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium et N288.9-F18, Ligne directrice pour la conception de programmes de captage et d’entraînement des poissons dans les installations nucléaires. Les résultats de ces programmes de surveillance permettent de confirmer que la limite légale de dose efficace au public due à l’exploitation d’une centrale nucléaire au Canada n’est pas dépassée et que l’environnement est protégé selon les prévisions de l’ERE qui ont servi de fondement à l’autorisation de l’activité.

Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN

Le Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) complète les examens par le personnel de la CCSN des éléments des programmes de surveillance de l’environnement des titulaires de permis et permet de confirmer 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 domaines du cycle du 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 du secteur, 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 affichées 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 en exploitation sont disponibles sur le site Web de la CCSN pour les années suivantes :

• Bruce-A et Bruce-B 2013, 2015, 2016, 2019
• Darlington 2014, 2015, 2017, 2021
• Pickering 2014, 2015, 2017, 2021
• Point Lepreau 2014, 2015, 2016, 2017, 2021

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 2 réseaux servent à établir les niveaux de rayonnement de fond au Canada et à obtenir des renseignements sur les concentrations de radioactivité à proximité des centrales nucléaires lors de leur exploitation courante, ou encore les concentrations de radioactivité qui peuvent découler d’un accident nucléaire. En fonction 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 2 fois par année par le biais du portail du gouvernement ouvert. 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 à la disposition du public par l’entremise de la Plate-forme européenne d’échange de données radiologiques, et elles sont également présentées 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 a pour but d’assurer au public vivant et travaillant à proximité des installations nucléaires que leur santé, sûreté et sécurité, leur bien-être et leurs biens ne sont pas affectés par les émissions de ces installations. Le POSIN surveille la radioactivité dans l’air, l’eau et les aliments autour des centrales nucléaires de l’Ontario. Le plus récent rapport du POSIN a été publié en 2014.

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

Selon le cadre constitutionnel du Canada, la responsabilité de la gestion des urgences est partagée entre les gouvernements fédéral et provinciaux. Sur le plan opérationnel, la responsabilité incombe aux gouvernements fédéral et provinciaux ainsi qu’aux administrations municipales. La plupart des urgences sont de nature locale et sont gérées à l’échelle 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, provinciales 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 cas d’urgence sur le site. Les urgences nucléaires sur le site sont celles qui surviennent dans le respect 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 entraîner des conséquences hors site, la réponse hors site suivra un processus auquel les parties suivantes participent :

• le titulaire de permis
• l’administration municipale
• les gouvernements provinciaux/territoriaux
• le gouvernement fédéral

Les gouvernements provinciaux sont les principales instances ayant autorité hors site et sont responsables de ce qui suit :

• préserver la santé, la sûreté et la sécurité du public 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 sûreté du public
• préparer des plans et des procédures d’urgence et encadrer les municipalités désignées à faire de même
• gérer les interventions hors site et coordonner les organisations ayant des responsabilités en cas d’urgence nucléaire
• coordonner le soutien assuré par le titulaire de permis de la centrale nucléaire en cause et par le gouvernement du Canada pendant les activités de préparation et d’intervention en cas d’urgences nucléaires

À l’échelle fédérale, 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.

En ce qui a trait aux conséquences hors site possibles, le soutien et l’intervention du gouvernement fédéral sont requis pour donner suite aux responsabilités de compétence fédérale, y compris les incidents dont les effets se font sentir au-delà des frontières provinciales ou nationales. Le gouvernement fédéral a également la responsabilité de prendre un vaste éventail de mesures d’urgence et d’intervention pour prévenir, corriger ou éliminer les accidents, les déversements, les situations anormales et les situations d’urgence, et pour aider les provinces et les territoires à gérer une urgence nucléaire. Le gouvernement du Canada est aussi responsable d’assurer :

• la liaison avec la communauté internationale
• la liaison avec les missions diplomatiques au Canada
• l’aide à la population canadienne 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 sûreté de la population canadienne, y compris en cas d’urgences nucléaires. Il est l’autorité responsable du Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU), le plan « tous risques » du Canada. Le PFIU présente les processus et les mécanismes visant à faciliter l’intervention intégrée du gouvernement du Canada en cas d’urgence à l’appui des provinces et des territoires.

Santé Canada est responsable de coordonner la préparation et l’intervention 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 comprend quant à lui des annexes provinciales qui établissent le lien entre les plans fédéraux et provinciaux d’intervention 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 2 comités consultatifs permanents sur la préparation aux urgences nucléaires et par le groupe d’évaluation technique (voir l’alinéa 16.1e) pour obtenir des renseignements supplémentaires).

En plus de gérer le PFUN et d’en être l’autorité responsable, Santé Canada a 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. Des renseignements supplémentaires figurent à l’appendice C du rapport du Canada pour la deuxième réunion extraordinaire de la CSN. Santé Canada gère également les laboratoires d’analyse d’échantillons radiologiques (dont des installations fixes et mobiles), des systèmes d’aide à la décision, des plateformes de cartographie et de gestion de l’information, des dispositifs de surveillance de la contamination (notamment des moniteurs-portiques) et des programmes de dosimétrie interne et externe pour les personnes exposées (notamment les intervenants en cas d’urgence). Santé Canada fournit des conseils et de l’expertise sur la radioprotection, tient à jour un calendrier des exercices nucléaires et organise des exercices d’urgence.

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 armées canadiennes, qui sont chargés de gérer les situations d’urgence mettant en cause des navires étrangers à propulsion nucléaire 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 de la dispersion 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, qui est chargé d’assurer des services de cartographie et de relevés du rayonnement atmosphérique et terrestre, 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 (2005) (RSI); en tant que signataire du RSI, le Canada s’est engagé à contribuer au renforcement de la sécurité sanitaire mondiale en améliorant ses capacités de détection, d’évaluation, de signalement et d’intervention à l’égard des incidents de santé publique, tant à l’échelle nationale qu’internationale

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 2020 pour tenir compte de la radioprotection des intervenants en cas d’urgence (voir l’alinéa 15a) pour obtenir des renseignements supplémentaires).

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. »

Tel qu’il est décrit dans le huitième rapport du Canada, à la suite d’une vaste consultation publique et de l’intégration des leçons tirées des situations d’urgence, Santé Canada a publié en juin 2018 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 lignes directrices 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 intervenants en cas 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; les lignes directrices révisées ont donc 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 donner suite à l’enjeu 6RE E-5 sont terminées. Le Canada recommande que cet enjeu soit clos.

En janvier 2020, les parties intéressées de l’Ontario ont publié un plan du Groupe de surveillance et d’assurance des rayonnements dans l’environnement de même que des procédures connexes à l’appui du PPIUN. Renforcés par de la formation, ce plan et ces procédures seraient mis en œuvre en cas d’urgence pour faciliter le processus décisionnel à l’égard du contrôle de l’ingestion et de la planification du rétablissement.

La CCSN a participé à un certain nombre d’initiatives de préparation aux activités de rétablissement, y compris en participant 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 divers 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.

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. »

Le PFUN comprend également des mesures visant à gérer la phase de rétablissement à l’échelle fédérale, s’il y a lieu (voir l’annexe 16.1e)).

Au cours de la période de référence antérieure, la CCSN a mené un examen public de l’ébauche du REGDOC-2.10.1, Gestion des urgences et protection-incendie, tome II : Cadre pour le rétablissement après une urgence nucléaire (élaboré en collaboration avec Santé Canada et Ressources naturelles Canada). Ce document d’application de la réglementation visait la préparation au rétablissement après un accident et fournissait des exemples de pratiques exemplaires à cet égard. Le public a été invité à formuler des commentaires, ce qu’ont fait diverses parties intéressées, dont le gouvernement fédéral et les gouvernements provinciaux.

La responsabilité de l’ébauche du document d’application de la réglementation a été transférée à Santé Canada en novembre 2019. Santé Canada a créé un groupe de travail comprenant la CCSN, Ressources naturelles Canada, le ministère de la Défense nationale/les Forces armées canadiennes et Sécurité publique Canada en vue de mettre la touche finale au document aux fins de publication. Ce groupe de travail a donné suite aux commentaires des parties intéressées, a actualisé le document sous forme d’orientation et a organisé un autre examen par chaque organisation. Il a mis à jour le document afin de donner suite aux 116 commentaires additionnels reçus, bien qu’aucun n’ait nécessité de modifier le contenu de l’ébauche initiale de façon significative (p. ex., retrait de l’affectation des rôles et responsabilités à des organisations particulières durant la phase de rétablissement afin que l’orientation soit davantage générale, et non normative).

Le document s’aligne sur l’orientation la plus récente de l’AIEA relative à la fin d’une urgence nucléaire et donne suite à des recommandations formulées dans le cadre de la mission d’EPREV au Canada en 2019 (voir l’alinéa 16.1g)). Il intègre les leçons retenues de catastrophes nucléaires antérieures afin de fournir aux décideurs de l’orientation à l’égard de la planification des activités de rétablissement hors site, y compris la surveillance des personnes, la surveillance de l’environnement, la surveillance de la chaîne alimentaire, la remise en état et la gestion des déchets. Les principaux thèmes sont notamment les situations d’exposition, les niveaux de référence, les facteurs psychosociaux, l’établissement d’un organisme de gestion du rétablissement et la mobilisation des collectivités tout au long des phases de préparation, d’intervention et de rétablissement. Le rôle de l’organisme de gestion du rétablissement est souligné afin de favoriser l’atteinte des objectifs à long terme et ainsi permettre la relève des organisations de gestion des urgences, qui seront prêtes à répondre à la prochaine urgence, et de veiller à ce que les rôles et responsabilités à l’égard du rétablissement soient gérés de la transition jusqu’à la fin. Le document met également l’accent sur les effets non radiologiques des urgences nucléaires pour le public, notamment les effets psychosociaux, et présente des pratiques exemplaires visant à minimiser les effets psychosociaux associés à la plupart des scénarios de rétablissement à la suite d’une urgence. L’inclusion des conséquences psychosociales représente un aspect nouveau de la gestion des urgences en général et de la gestion des urgences nucléaires en particulier. Cette orientation établit pour les organisations de gestion des urgences fédérales, provinciales et municipales un point de départ pour la prise d’arrangements et l’élaboration de plans de rétablissement détaillés. L’orientation comprend la « nouvelle normalité », ce qui inclut la prise en compte de facteurs qui influeraient sur les décisions relatives au retour des personnes évacuées et à la réinstallation. Santé Canada a publié les Directives sur la planification du rétablissement à la suite d’une urgence nucléaire ou radiologique en décembre 2020.

Afin d’établir l’acceptabilité publique de toute mesure prise durant la phase de rétablissement d’une réelle urgence nucléaire, y compris le retour des personnes évacuées, les organisations qui gèrent la phase de rétablissement feraient participer les collectivités touchées à l’élaboration de stratégies appropriées qui comprennent la revitalisation, le soutien et l’indemnisation.

Les activités prévues pour donner suite à l’enjeu 6RE E-3 sont terminées. Le Canada recommande que cet enjeu soit clos.

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. Selon l’alinéa 6k) du RINCI, une demande de permis d’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I 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 des mesures visant à :

• aider les autorités hors site à effectuer la planification et la préparation en vue de limiter les effets d’un rejet accidentel
• aviser les autorités hors site d’un rejet accidentel ou de l’imminence d’un tel rejet
• tenir les autorités hors site informées pendant et après un rejet accidentel
• aider les autorités hors site 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 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 sont établies, ou pour tenir compte des conditions changeantes, de l’OPEX 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 centrales nucléaires au Canada cherchent activement des moyens d’améliorer continuellement leurs programmes de préparation aux situations d’urgence.

Les titulaires de permis ont poursuivi la mise en œuvre du REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 au cours de la période de référence. Ce REGDOC énonce les exigences relatives à l’établissement du fondement de planification en cas d’urgence, aux plans et procédures d’intervention d’urgence et au maintien de l’état de préparation (p. ex., formation, mise à l’épreuve, etc.). De plus, la norme N1600, Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires du Groupe CSA comporte de l’orientation sur les dispositions hors site et traite spécifiquement des leçons tirées de l’accident de Fukushima.

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 communs :

• la documentation du plan d’urgence
• le fondement de la planification d’urgence
• la sélection et les qualifications du personnel
• les organismes de préparation et d’intervention en cas d’urgence
• les niveaux de dotation
• la formation, les manœuvres et les exercices d’intervention en cas d’urgence
• les installations 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 de sensibilisation 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 nouvelles centrales nucléaires

La CCSN s’affaire à établir des exigences et des attentes en matière de préparation aux urgences pour les projets de nouvelles centrales nucléaires. 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 fonction des objectifs de sûreté :

• le fondement de planification décrit dans le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2
• la densité, la caractérisation et la répartition de la population dans la zone de planification d’urgence, en particulier les densités et les répartitions actuelles et prévues de la population dans la région, y compris les résidents et les gens de passage (remarque : ces données doivent être actualisées au cours du 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 avoisinantes, y compris les populations vulnérables, de l’installation dotée de réacteurs qui sont, ou qui pourraient être, difficiles à évacuer ou à mettre à l’abri (p. ex., les écoles, les prisons, les hôpitaux)
• la capacité de maintenir les activités liées à la population et à l’utilisation des terres dans la zone de planification d’urgence à des niveaux qui n’empêchent pas la mise en œuvre des plans d’urgence

Les zones de planification d’urgence sont des aires qui se trouvent à l’extérieur de la zone d’exclusion et dont il faudrait tenir compte dans l’application des mesures d’urgence. Elles sont déterminées par la province ou le territoire et relèvent de la région ou de la municipalité.

Avant de présenter une demande de permis de préparation de l’emplacement, le demandeur doit confirmer auprès des municipalités environnantes et de la province, du territoire et des États ou pays voisins affectés 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 au sujet des plans précoces doivent porter sur les plans et la prise en compte des éléments 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 manière dont elle est coordonnée entre le titulaire de permis et les organismes pertinents des gouvernements fédéral et provinciaux et des administrations municipales
• 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 utilisés pour mener des consultations bidirectionnelles efficaces et continues avec les organismes de gestion des urgences touchés par les activités sur le site pendant le cycle de vie du projet. Les organismes de gestion des urgences incluent les agences de sécurité qui contribuent à l’évaluation de la menace et du risque aux fins du rapport sur 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 une installation dotée de réacteurs
• REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires
• REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2

Les critères additionnels énoncés dans ces documents d’application de la réglementation et dont il faut tenir compte à la phase de la conception et de la construction sont les suivants :

• les dispositifs de confinement laissent suffisamment de temps pour la mise en œuvre des procédures d’urgence hors site
• la salle de commande principale, la salle de commande auxiliaire et les installations d’intervention d’urgence facilitent de façon fiable toutes les activités 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’étude probabiliste de sûreté (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 préserver la santé, la sûreté et la sécurité du public et de protéger les biens et l’environnement au sein de leurs compétences. Par conséquent, ce sont eux qui assument la responsabilité première de la mise en place des dispositions nécessaires pour gérer les incidences hors site d’une urgence nucléaire, en adoptant des lois et fournissant une orientation 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 gérer conformément à des plans et procédures établis un vaste éventail d’urgences, réelles ou potentielles. Les provinces maintiennent des centres des 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.

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 (PPIUN), et au Nouveau-Brunswick, dans le Plan d’urgence applicable à l’extérieur de la centrale nucléaire de Point Lepreau. Ces 2 plans ont 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 du fondement de planification.

Les provinces déterminent les besoins et dirigent la mise en œuvre des mesures de protection qui comprennent notamment les domaines suivants :

• la mise à l’abri
• 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 recevoir les personnes évacuées (installations généralement maintenues à l’échelle municipale)
• établir des centres pour assurer la radioprotection des intervenants en cas d’urgence (installations généralement maintenues à l’échelle municipale)

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. Des annexes ont été élaborées pour les provinces dotées de centrales nucléaires en exploitation ou pour les ports accueillant des navires étrangers à propulsion nucléaire.

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 du Canada pour la deuxième réunion extraordinaire de la CSN.

Distribution d’agents de blocage de la fonction thyroïdienne

Le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires 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 de la fonction thyroïdienne (p. ex., des 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 et entreposés dans divers endroits dans un rayon de 50 km de Point Lepreau. 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 entreposés dans la zone de planification du contrôle de l’ingestion (habituellement dans un rayon de 50 km de la centrale nucléaire). En 2019, la CCSN a établi un groupe de travail et un comité consultatif sur le KI dont le mandat consiste à clarifier les plans existants et à définir les autorités responsables de la distribution des comprimés de KI dans la zone de planification du contrôle de l’ingestion en cas d’urgence survenant à Pickering.

Au cours de la période de référence, tous les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation ont collaboré étroitement 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 à proximité des centrales nucléaires d’OPG et de Bruce-A et Bruce-B se sont achevés à la fin de 2015. Les comprimés de KI distribués dans les zones à proximité des centrales nucléaires d’OPG n’expireront pas avant 2027. La distribution préalable de comprimés de KI aux résidents de la zone désignée pour la centrale de Point Lepreau est en place depuis 1982, et de nouveaux comprimés de KI ont été distribués à l’automne 2021. Bruce Power compte distribuer de nouveaux comprimés de KI en 2025.

Jusqu’à présent, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont été responsables de la distribution préalable et de l’entreposage 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 centrales nucléaires ont lancé une campagne de sensibilisation 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 ministres du gouvernement fédéral et de leurs ministères ou organismes respectifs. Elle énonce la portée des activités de préparation aux situations d’urgences à l’échelle fédérale pour couvrir les 4 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 et de conclure des ententes avec chaque province
• de sensibiliser le public aux questions relatives à la gestion des urgences
• 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 à l’échelle fédérale 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 intervention intégrée. Le PFIU présente les processus et les mécanismes visant à faciliter l’intervention intégrée du gouvernement du Canada en cas d’urgence et à éviter que des institutions fédérales aient à coordonner une intervention pour l’ensemble du gouvernement. 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, lequel est dirigé par Sécurité publique Canada. Le PFIU, dont la dernière mise à jour remonte à 2011, fait actuellement l’objet d’un examen en vue d’une nouvelle mise à jour.

Bien que le leadership en matière de gestion des urgences relève du ministre fédéral de la Sécurité publique, la Loi sur la gestion des urgences énonce les responsabilités des autres ministres fédéraux. La coordination de la planification et de l’intervention fédérales en cas d’urgence nucléaire est 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 compétences au Canada et à l’étranger.

Le PFUN fait l’objet d’un examen régulier aux fins de mise à jour, au besoin. La dernière mise à jour majeure du PFUN a été publiée en 2014 et incorpore les leçons retenues de l’accident de Fukushima. La dernière mise à jour mineure à l’égard des rôles et responsabilités des organisations participantes remonte à juin 2019. Le PFUN fait actuellement l’objet d’un examen en vue d’incorporer les leçons apprises de la réponse du gouvernement du Canada à la COVID-19 applicables à la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire.

Le PFUN établit les rôles et les responsabilités des ministères et organismes fédéraux. Il décrit également les mesures que ces ministères et organismes devraient prendre pour gérer et coordonner l’intervention fédérale en cas d’urgence nucléaire d’après les scénarios établis dans le plan et en se concentrant surtout sur la gestion des conséquences radiologiques en offrant un soutien scientifique coordonné. Au total, 18 ministères et organismes fédéraux participent au PFUN dont Santé Canada, Sécurité publique Canada, la CCSN, Environnement et Changement climatique Canada, l’Agence de la santé publique du Canada, Affaires mondiales Canada, Ressources naturelles Canada (RNCan) et Transports Canada. Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) fournissent un soutien technique au PFUN. Tous les ministères et organismes sont responsables d’élaborer, de tenir à jour et de mettre en œuvre leur propre plan d’intervention en cas d’urgence, qui est conforme aux objectifs du PFIU et du PFUN et qui les appuie. Certains de ces plans particuliers sont décrits ci-dessous.

Santé Canada appuie le PFUN par l’entremise du Comité fédéral de gestion des urgences nucléaires (CFGUN) et du Comité fédéral-provincial-territorial de gestion des urgences nucléaires (CFPTGUN). Les 2 comités offrent une tribune pour la communication 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) à l’échelle fédérale et au sein des compétences 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 et la révision du plan d’action du Canada en réponse à la mission d’EPREV de juin 2019.

En ce qui concerne les annexes provinciales du PFUN au cours de la période de référence, celle de la Colombie-Britannique a été publiée et approuvée en février 2021. L’annexe de l’Ontario a été mise à l’essai dans le cadre de 1 exercice à Bruce Power et de 2 exercices à Darlington. L’annexe du Nouveau^-Brunswick a été mise à l’essai dans le cadre de 1 exercice à Point Lepreau. Voir l’alinéa 16.1f) pour obtenir des renseignements sur les exercices aux centrales nucléaires en exploitation. Dans tous les cas, on a donné suite aux leçons retenues au moyen de mesures de suivi axées sur l’élaboration d’ententes et de procédures d’exploitation plus détaillées.

L’annexe 16.1e) donne des renseignements supplémentaires sur les dispositions du PFUN.

En plus de gérer le PFUN, le Bureau de la radioprotection de Santé Canada dispose d’un agent de service 24 heures sur 24, 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 de la dispersion 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. Il s’agit d’accords bilatéraux à l’échelle régionale et nationale. Par exemple, Santé Canada a rédigé un énoncé d’intention avec le département américain de l’Énergie des États-Unis 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 2 pays. Voir l’alinéa 16.2b) pour obtenir des renseignements supplémentaires.

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.

D’autres organismes fédéraux ont, en vertu du PFUN, des fonctions importantes particulières en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire : l’Agence de la santé publique du Canada, la CCSN, Transports Canada, Environnement et Changement climatique Canada, RNCan, le ministère de la Défense nationale et les Forces armées canadiennes ainsi que l’Agence canadienne d’inspection des aliments. 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 de 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. Elle participe également à certains exercices pour s’entraîner à s’acquitter de ses propres responsabilités en cas d’urgence. Durant une urgence, la CCSN poursuit sa surveillance réglementaire du ou des titulaires de permis concernés. Elle fournit également une expertise à titre consultatif pour la gestion des interventions d’urgence. De plus, elle a mis en place un programme de gestion des urgences nucléaires bien élaboré et mature qui est fondé sur son plan de mesures d’urgence.

Au cours de la période de référence, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont établi des liens avec le Centre des mesures d’urgence de la CCSN afin de permettre le transfert automatisé en ligne des données sur les centrales durant une urgence; ces mesures ont renforcé la capacité de la CCSN d’assumer ses responsabilités en matière de surveillance et de consultation durant une urgence nucléaire. Voir l’annexe 16.1e) pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le rôle de la CCSN en matière de préparation aux situations d’urgence.

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. Ce plan 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 de mesures d’urgence nucléaire. Ainsi, Transports Canada administre la Loi de 1992 sur le transport des marchandises dangereuses 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 gérer les 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 collaborent, 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 retenues 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, la sûreté et la sécurité du public en cas d’accident dans une installation nucléaire autorisée. Les exercices d’urgence servent à mettre à l’épreuve la communication 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 REGDOC2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 1. Le REGDOC-2.10.1 stipule que les titulaires de permis sont directement responsables d’assurer la formation de leur personnel et de faire participer ce dernier 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 répondants, y compris leurs remplaçants, aient la possibilité de mettre en pratique régulièrement les compétences requises. Tous les objectifs relatifs aux exercices d’urgence sont traités sur 7 ans, et un exercice d’urgence à pleine échelle est mené tous les 3 ans. Les exercices d’urgence à pleine échelle comprennent, au minimum, la participation de multiples parties intéressées sur le site et de plusieurs parties intéressées provinciales et régionales hors site.

Le personnel de la CCSN évalue les exercices d’urgence à pleine échelle menés aux centrales nucléaires afin de s’assurer que les titulaires de permis gèrent et mettent en œuvre de façon efficace leurs plans de mesures d’urgence (notamment les dispositions se rapportant aux activités sur le site). Au cours de la période de référence, 2 exercices de ce type ont été évalués. Les énoncés suivants résument les conclusions de la CCSN :

• En octobre 2019, Bruce a accueilli un exercice provincial de 2 jours appelé Huron Resilience. Cet exercice a mis à l’épreuve l’intervention de Bruce Power en cas d’événement sismique à grande échelle de même que divers autres incidents connexes ou sans lien.
• Énergie NB et les organismes hors site ont exécuté avec succès le Défi Synergy 2021, qui a permis de démontrer la préparation collective aux situations d’urgence, l’interopérabilité et l’intervention dans le contexte d’un événement radiologique simulé déclenché par un événement de cybersécurité affectant Point Lepreau. L’inclusion de l’événement de cybersécurité dans le scénario donnait suite à une recommandation découlant de l’examen de l’EPREV de l’AIEA de 2019 (voir la prochaine section) visant à inclure les événements de sécurité dans l’intervention en cas d’incident radiologique.
• En février 2022, OPG a exécuté un exercice d’interopérabilité intégrée à pleine échelle de 3 jours, appelé « exercice Unified Command (ExUComm) », auquel ont participé la province de l’Ontario, les municipalités voisines et des organismes fédéraux et internationaux. Dans le cadre de cet exercice, on a simulé un accident hors dimensionnement (AHD) à Darlington aboutissant à un rejet hors site non contrôlé ainsi que des scénarios d’intervention en cas d’atteintes à la sécurité et en cas de victimes contaminées.

L’annexe 16.1f) présente des renseignements supplémentaires 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 centrales nucléaires (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 comportant des éléments hors site pour fournir un soutien à la province conformément aux annexes provinciales du PFUN. D’autres ministères fédéraux peuvent également y participer.

Les comités du PFUN ont mis au point une stratégie d’exercices sur 7 ans afin d’y inclure divers types d’exercices radiologiques/nucléaires. La stratégie est intégrée 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 7 ans, auquel participeraient de multiples organismes de toutes les administrations ainsi que 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. Le premier exercice de priorité nationale dans le cadre de cette stratégie a été le Défi Synergy 2021 à Point Lepreau.

16.1g) EPREV

Au cours de la période de référence antérieure, Santé Canada a invité l’AIEA à entreprendre un examen de l’état de préparation aux situations d’urgence (EPREV) des installations de catégorie 1 (centrales nucléaires) au Canada. Conformément aux lignes directrices de l’EPREV, le Canada a entrepris une autoévaluation de ses dispositions en matière de préparation aux situations d’urgence par rapport à la norme de sûreté Préparation et conduite des interventions en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique (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. La mission a eu lieu en juin 2019 et a réuni un éventail de parties intéressées fédérales, provinciales et municipales de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence, ainsi que les titulaires de permis de centrales nucléaires. Elle a mis 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.

La mission a abouti à 6 suggestions, 6 recommandations et 5 bonnes pratiques pour le Canada, lesquelles sont décrites ci-dessous :

Recommandations

1	Le gouvernement devrait veiller à ce que les résultats de l’évaluation de la menace aux fins de la sécurité nucléaire soient intégrés dans une évaluation des dangers.
2	Le gouvernement devrait s’assurer que la stratégie de protection comprend des dispositions relatives à la justification et à l’optimisation des actions protectrices individuelles et de la stratégie globale. Une fois terminé, l’ensemble existant de critères génériques devrait être élargi pour couvrir l’ensemble complet des actions protectrices (y compris la phase d’intervention rapide et la phase de transition, telles que définies dans les normes de sûreté de l’AIEA), et les organismes exploitants devraient examiner les NAU existants pour en assurer la cohérence.
3	Le gouvernement devrait réviser et développer en détail ses dispositions concernant la protection des membres des équipes d’intervention et des assistants et préciser le rôle potentiel des assistants dans une situation d’urgence.
4	Le gouvernement devrait s’assurer qu’une ou plusieurs stratégies de surveillance détaillées sont en place pour la conduite des interventions d’urgence et que des ressources suffisantes sont disponibles dans un délai approprié pour que puisse être mise en œuvre la stratégie tout au long de l’intervention en situation d’urgence.
5	Le gouvernement devrait documenter et établir pleinement les rôles et les responsabilités ainsi que les dispositions concernant la gestion sûre des déchets radioactifs hors site résultant d’une situation d’urgence.
6	Le gouvernement devrait élaborer des dispositions détaillées relatives à la cessation d’une situation d’urgence nucléaire ou radiologique, notamment des critères et des procédures relatifs à la prise de décision officielle.
1	Le gouvernement et la NIAC ont mis en place un processus simplifié pour la présentation et le traitement rapides des demandes d’indemnisation après une situation d’urgence nucléaire ou radiologique, y compris une plateforme en ligne entièrement accessible.
2	La mise en œuvre des dispositions concernant la distribution préalable de comprimés de KI permet de maximiser la sensibilisation du public et l’efficacité de l’action protectrice.
3	Le service de garde du Nouveau-Brunswick est une approche novatrice, qui contribue à ce que l’information pertinente soit fournie au public à l’étape de la préparation.
4	L’utilisation de simulateurs de médias sociaux dans les exercices a amélioré la capacité des organismes d’intervention au Canada à réagir efficacement à la désinformation sur les médias sociaux.
5	Le Canada a effectué une autoévaluation détaillée avant la mission EPREV et publié son autoévaluation nationale à l’intention de tous les utilisateurs du Système de gestion de l’information pour la préparation et la conduite des interventions d’urgence (EPRIMS). Cela permet aux autres États de bénéficier de l’expérience de ce pays en matière de préparation et de soumission à un examen international par des pairs.
1	Le Nouveau-Brunswick devrait envisager d’effectuer une évaluation complète des dangers pour s’assurer que les mesures d’urgence correspondent pleinement aux dangers recensés et aux conséquences possibles, en incluant les autres installations et les activités menées en parallèle de celles de la centrale nucléaire de Point Lepreau.
2	Le gouvernement devrait envisager de réviser les dispositions relatives aux situations d’urgence nucléaire ou radiologique déclenchées par des événements de sécurité nucléaire, notamment en organisant des exercices pour tester les dispositions.
3	L’Ontario devrait envisager de désigner du personnel médical ayant reçu une formation sur la gestion clinique des radiolésions.
4	Le gouvernement devrait envisager de poursuivre l’initiative actuelle d’examen du système fédéral de gouvernance relatif à la préparation et à la conduite des interventions d’urgence, et devrait tenir compte de toute incidence sur la gouvernance nationale (fédérale-provinciale-territoriale).
5	Le gouvernement devrait envisager d’effectuer une analyse des prescriptions minimales en matière de ressources et de formation pour les organismes d’intervention à tous les niveaux.
6	Le gouvernement devrait envisager de poursuivre la mise en œuvre de la stratégie afin d’assurer la participation régulière des hauts fonctionnaires ayant un pouvoir décisionnel stratégique aux exercices et aux entraînements.

Le Canada a accepté toutes les constatations de la mission d’EPREV et a élaboré un plan d’action pour donner suite aux recommandations et suggestions. Le rapport d’EPREV et la réponse du Canada sont disponibles sur le site Web du gouvernement du Canada. La mise en œuvre du plan d’action se poursuit, et une mission d’EPREV de suivi a été confirmée pour 2023.

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 centrales nucléaires ont mis en œuvre des programmes de divulgation publique qui répondent aux exigences du REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques. L’information qui doit être divulguée comprend l’incidence 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 à l’égard des 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 affectées, 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 au moyen de la radio, de la télévision et des médias sociaux.

Le PFIU prévoit une fonction de soutien d’urgence pour les communications à l’échelle fédérale. Le Groupe fédéral de coordination des communications publiques, dirigé par Sécurité publique Canada 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 affectées (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 visées). L’administrateur en chef de la santé publique de l’Agence de la santé publique du Canada 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 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-paroles 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-paroles 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 également comme principale voie de communication officielle avec les résidents des États étrangers et les représentants d’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 et radiologiques (INES) qui est administré par l’AIEA. Il maintient d’excellentes relations avec les États-Unis à l’égard de la mise en commun 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 2 conventions mentionnées ci-dessous.

Déclaration d’intention entre Santé Canada et le département de l’Énergie des États-Unis

Santé Canada et l’Administration nationale de sûreté nucléaire 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. Cette déclaration 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 la communication 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 spécialistes disponibles et l’équipement ou 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 manière suivant laquelle 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 et RNCan ont également enregistré leurs capacités d’analyse d’accidents dans les centrales nucléaires auprès du RANET en 2016 et 2021, respectivement. 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 de communiquer 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 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 3 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.

Introduction

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.

L’emplacement proposé d’une centrale nucléaire et sa puissance thermique influenceront le type d’examens de l’environnement menés pour éclairer une décision d’autorisation. Par exemple, si la centrale nucléaire proposée atteint ou dépasse les seuils de la liste de projets de la LEI, elle nécessite une évaluation d’impact (EI) intégrée en vertu de la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI)^{Note de bas de page 15}. Autrement, elle pourrait nécessiter une évaluation environnementale dans un autre territoire de compétence, par exemple une province, une région ou un territoire visé par un accord sur les revendications territoriales. Les divers types d’examens de l’environnement sont décrits plus en détail à l’alinéa 17(ii)a).

Le REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement énonce les principes de protection de l’environnement de la CCSN et décrit les différents types d’examens de l’environnement et de mesures de protection de l’environnement.

Respecter le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire en ce qui concerne le choix de l’emplacement

Selon le principe 1 de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN), les nouvelles centrales nucléaires doivent être conçues, implantées et construites conformément à l’objectif consistant à prévenir les accidents lors de la mise en service et de l’exploitation ainsi que, en cas d’accident, à atténuer les rejets éventuels de radionucléides causant une contamination hors site à long terme et à 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 en 2011, l’AIEA a révisé 5 Prescriptions de sûreté. Par la suite, le président de la Commission sur les normes de sûreté a déterminé que d’autres révisions ne s’imposaient pas, étant donné que les objectifs techniques de la DVSN étaient déjà bien reflétés dans les Prescriptions de sûreté de l’AIEA.

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 avec les 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 DVSN.

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 susceptibles d’être implantées ultérieurement sur le site.

Afin d’obtenir un permis de construction, des renseignements suffisants doivent être fournis pour décrire l’interface entre la centrale nucléaire et l’emplacement et doivent prendre en considération les 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’examen de l’environnement et d’autorisation.

Bien que la CCSN accepte des renseignements de haut niveau à l’appui du dossier d’évaluation 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. Si le niveau de renseignements soumis dès le début du projet est limité, sans qu’il soit prévu de fournir des renseignements supplémentaires tout au long du processus d’autorisation, la probabilité que le demandeur soit confronté à des obstacles fondamentaux à l’autorisation durant le processus d’examen pour un permis de construction augmentera.

Les renseignements sur la conception nécessaires à l’évaluation du site comprennent :

• un aperçu technique de l’aménagement de l’installation (préliminaire ou schématique)
• des descriptions qualitatives (ou aperçus techniques) des 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
• des descriptions qualitatives (ou aperçus techniques) des fonctions des SSC importants pour la sûreté
• des 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)

Les renseignements sur les accidents graves doivent être suffisamment détaillés pour évaluer si les mesures proposées pour la préparation aux situations d’urgence seront adéquates à l’étape de l’évaluation de l’emplacement et aux étapes d’autorisation ultérieures. Les séquences d’accidents graves incluent, le cas échéant, les événements dans des centrales à tranches multiples qui surviennent en même temps que les 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.

Un demandeur peut choisir de demander un permis de préparation de l’emplacement sans arrêter son choix sur une technologie définitive. Dans un tel cas, 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, des activités visant à éliminer la végétation et à niveler l’emplacement, à 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 de l’emplacement, la CCSN s’attend fondamentalement à ce que le demandeur adopte une attitude de « client 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. Voir l’article 13 pour obtenir de plus amples renseignements.

Critères d’évaluation de l’emplacement – 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 REGDOC-1.1.1, Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs de la CCSN. Ce document guide le demandeur dans l’utilisation d’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 de l’emplacement. 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, tout en tenant 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 17(i)) ainsi que l’incidence de la centrale nucléaire sur la population et l’environnement à proximité (voir l’alinéa 17(ii)b)). Plus particulièrement, il 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 :

• 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 ainsi que les autres caractéristiques de la région, dans la mesure où elles peuvent avoir une incidence sur la mise en œuvre des mesures d’urgence 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.

Si l’évaluation de l’emplacement met en évidence des préoccupations en matière de sûreté que les dispositifs de conception, les mesures de protection du site ou les procédures administratives ne peuvent atténuer, l’emplacement serait certainement jugé inacceptable par la Commission à l’audience et aucun permis ne serait délivré. Les paragraphes 17(i) et 17(ii) fournissent de plus amples renseignements sur les critères d’évaluation de l’emplacement.

17 (i) Évaluation des facteurs liés à l’emplacement

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’incidence des facteurs propres à l’emplacement sur la sûreté de la centrale nucléaire. Ces facteurs comprennent la vulnérabilité du site aux inondations (p. ex., marée de tempête ou rupture de barrage), aux ouragans, aux tornades, aux tempêtes de verglas ou à d’autres phénomènes météorologiques violents ainsi qu’aux séismes. Bien qu’il n’y ait pas de périodicité prescrite pour les phénomènes météorologiques, les inondations ou les vents violents, le demandeur devrait proposer des périodes adéquates en se fondant sur les critères indiqués par les documents de référence de l’AIEA cités dans le REGDOC-1.1.1^{Note de bas de page 16}.

Le demandeur ou le titulaire de permis doit aussi effectuer une étude des dangers externes propres à son site, afin de déterminer les autres dangers. Il doit, en outre, 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.

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.

Les facteurs liés à l’emplacement comprennent également la mesure dans laquelle l’emplacement se trouve à proximité des éléments suivants :

• voies ferrées (possibilité de déraillements et de déversement de matières dangereuses)
• trajectoires de vol de 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)

L’utilisation prévue des terres à proximité du site, la population présente et prévue dans le voisinage du site, l’accès au site, la préparation aux situations d’urgence et la sécurité se répercutent, en outre, sur les préoccupations ci-dessus.

Parmi les autres facteurs pouvant être importants pour la sûreté de la centrale nucléaire proposée, on compte notamment les principales sources d’eau, les mouvements de l’eau et l’utilisation de l’eau.

Le demandeur aborde ces critères durant le processus de demande d’un permis de préparation de l’emplacement en vertu de la LSRN (et dans le processus d’évaluation d’impact décrit dans l’alinéa suivant) dont les résultats sont intégrés dans le dossier de sûreté.

L’examen de la demande d’OPG visant à renouveler son permis de préparation de l’emplacement pour le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington (PNCND), par rapport aux critères du REGDOC-1.1.1, est décrit à l’alinéa 14(i)a).

17 (ii) Impact de l’installation sur les personnes, la société et l’environnement

17 (ii)a) Examens de l’environnement

Comme il est indiqué au début du présent article, le type d’examen de l’environnement effectué pour une proposition de nouveau réacteur dépend, entre autres, de l’emplacement proposé du réacteur et de sa puissance.

Lorsqu’une proposition cible une activité répertoriée dans le Règlement sur les activités concrètes pris en vertu de la LEI, une évaluation d’impact intégrée est nécessaire. Il s’agit d’un processus qui tient compte, dans le cadre d’un examen unique, des exigences de la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI) et de celles de la LSRN.

En revanche, si la proposition est inférieure aux seuils réglementaires de la LEI, le personnel de la CCSN effectue un examen de la protection de l’environnement en vertu de la LSRN et présente ses conclusions à la Commission pour éclairer sa décision d’autorisation.

Le résultat de 2 autres processus d’examen de l’environnement contribue, le cas échéant, à éclairer la décision d’autorisation de la Commission : un examen des terres fédérales afin de répondre aux exigences de la LEI si une centrale nucléaire est proposée sur des terres de la Couronne fédérale, ou une évaluation environnementale si une province ou une région assujettie à un accord sur les revendications territoriales l’exige (comme les territoires et certaines parties du Québec et de Terre-Neuve-et-Labrador).

La Commission met à profit les renseignements recueillis dans le cadre du processus d’évaluation d’impact pour rendre une décision d’autorisation en vertu de la LSRN.

Les REGDOC-1.1.1 et REGDOC-2.9.1 mettent en évidence l’évaluation des risques environnementaux (ERE) du demandeur (voir l’alinéa 15b)) comme une contribution clé aux examens de l’environnement.

Comme il est mentionné à la sous-section D.4 de l’introduction, Global First Power a soumis une demande en 2019 en vue d’obtenir un permis de préparation de l’emplacement pour un PRM sur la propriété d’EACL aux Laboratoires de Chalk River. À cette date, la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) était toujours en vigueur. La demande de permis de préparation de l’emplacement de Global First Power fait actuellement l’objet d’un examen réglementaire, et l’évaluation environnementale du projet est en cours d’achèvement.

17 (ii)b) Critères pour évaluer l’impact en matière de 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 relatifs à 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 sur l’environnement
• la densité et la répartition de la population ainsi que toutes les autres caractéristiques de la zone de planification d’urgence qui pourraient 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., lotissement, rurale, industrielle, école ou hôpital), ainsi que la répartition et les données démographiques de la population à proximité de l’installation. Parmi les autres facteurs, on compte notamment 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 devrait confirmer, auprès des municipalités environnantes, ainsi que 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 proposé.

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.

De plus amples renseignements sur l’information et la divulgation publiques et les activités de sensibilisation liées aux projets de nouvelles constructions qui ont été menées par la CCSN ainsi que par les demandeurs et les titulaires de permis au cours de la période de référence sont fournis à l’alinéa 8.1f) et à l’annexe 9c), respectivement.

17 (iii) Réévaluation des facteurs liés à l’emplacement

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 à l’emplacement

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 nouveaux renseignements provenant d’analyses actualisées des dangers prenant en compte les changements environnementaux, notamment les changements climatiques (p. ex., les risques d’inondation)
• les 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)

L’évaluation des données historiques (pour le siècle passé) et la prévision des changements climatiques futurs (pour le siècle prochain) ont été réalisées à l’appui de la demande initiale de permis de préparation de l’emplacement pour le PNCND. OPG a pris en compte des paramètres climatiques clés, tels que la température, les précipitations et la vitesse du vent. L’incidence sur les conditions extrêmes dues au changement climatique a été abordée dans l’évaluation des événements météorologiques. Dans l’ensemble, les changements dans les conditions extrêmes n’ont pas mené à un dépassement des conditions de vérification utilisées dans l’évaluation; celles qui présentaient un danger seront atténuées par des mesures de conception. Une analyse détaillée des dangers et une évaluation de la sûreté en ce qui concerne les changements climatiques seront effectuées en vertu des engagements d’OPG dans le cadre de sa demande de permis de construction d’une centrale nucléaire.

Aux termes du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN, 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 études probabilistes de sûreté (EPS)
• des évaluations des risques environnementaux (ERE)

Ces rapports doivent être produits dans les 5 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 aux alinéas 14(i)b) et 14(i)c), respectivement, les ERE étant 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 activités 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 touchées 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 exige que les parties signataires évaluent les effets environnementaux de certaines activités dès le début de la phase de planification, fournissent au gouvernement et au public d’un pays concerné une occasion de participer à l’évaluation et fassent en sorte que les résultats de l’évaluation soient pris en compte dans la décision définitive concernant le projet.

Le Canada partage une frontière commune avec les États-Unis d’Amérique, le Danemark (Groenland) et la France (Saint-Pierre-et-Miquelon). Ces 4 pays sont signataires de la Convention d’Espoo, mais les États-Unis sont le seul d’entre eux à ne pas l’avoir ratifiée et à ne pas être, en conséquence, tenu d’en respecter les conditions. Ainsi, la Convention d’Espoo ne s’applique pas aux projets qui pourraient avoir des effets transfrontaliers potentiels entre le Canada et 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 de certains 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 Commission de réglementation nucléaire (NRC) 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.

Le Canada utiliserait les processus de la LEI pour mettre en œuvre les exigences de la Convention Espoo si une proposition de centrale nucléaire avait le potentiel d’entraîner des effets transfrontaliers pour d’autres parties à la Convention. En vertu de la LEI, 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’environnement relatif aux propositions nécessitant une évaluation d’impact ou un examen des terres fédérales, ce qui comprend les centrales nucléaires proposées.

De plus, les occasions de participation publiques (comme les audiences publiques) représentent une composante importante du processus d’autorisation de la CCSN. La CCSN met l’accent sur la mobilisation et la participation du public; les membres du public, y compris les personnes de l’extérieur du Canada, ont l’occasion d’examiner les documents d’autorisation et de participer à titre d’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.

Introduction et considérations relatives aux nouvelles constructions

Toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada sont des conceptions de réacteurs CANDU qui fonctionnent au moyen d’un caloporteur et d’un modérateur à l’eau lourde, utilisent du combustible d’uranium naturel et comprennent des conceptions de canaux de combustible et de grappes de combustible permettant le rechargement du combustible alors que le réacteur est 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 2 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.

À la fin de la période visée par le rapport, 2 projets de nouvelle construction au Canada étaient à l’étape de l’autorisation : OPG avait renouvelé son permis de préparation de l’emplacement pour le projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington (PNCND) et Global First Power avait soumis une demande de permis de préparation de l’emplacement aux Laboratoires de Chalk River.

Pour le PNCND, OPG travaille avec GE Hitachi Nuclear Energy sur un PRM à eau bouillante basé sur la conception du BWRX-300. La conception du BWRX-300 de 300 MWé et refroidi à l’eau est basée sur l’Economic Simplified BWR de 1 520 MWé de GE Hitachi^{Note de bas de page 17}. En tant que « réacteur intelligent », le BWRX-300 utilise des systèmes de condenseur à circulation naturelle et à refroidissement passif pour favoriser des rythmes de fonctionnement simples et sûrs.

En ce qui concerne le projet aux Laboratoires de Chalk River, Global First Power travaille avec Ultra Safe Nuclear Corporation à l’élaboration d’un PRM basé sur la conception du microréacteur modulaire (Micro Modular Reactor - MMR^TM). Le MMR-5 proposé est un réacteur de 5 MWé ou 15 MW(th), à haute température et refroidi à l’hélium, qui fournit de la chaleur par le biais d’un système de stockage thermique intermédiaire à sels fondus configuré selon les besoins énergétiques du client. Le noyau utilise des pastilles de combustible microencapsulées entièrement en céramique dans une configuration de bloc en graphite. Le combustible est de l’uranium faiblement enrichi (enrichissement maximal de 19,75 %) à teneur élevée, et la durée de vie prévue de la cartouche de combustible est de 20 ans à pleine puissance. Le MMR-5 est conçu pour se refroidir passivement dans tous les scénarios, sans avoir besoin d’alimentation externe en eau ou en électricité.

Bien qu’OPG ait renouvelé le permis de préparation de l’emplacement du PNCND au cours de la période de référence et que Global First Power ait demandé un permis de préparation de l’emplacement pour son PRM prévu aux Laboratoires de Chalk River, aucun de ces 2 projets n’a atteint l’étape nécessitant un permis de construction. Toutefois, OPG a l’intention de demander un tel permis au cours de la prochaine période de référence. Avec sa demande de permis de construction, le demandeur devra soumettre des renseignements sur la conception qui permettront de vérifier que les évaluations présentées précédemment pour le permis de préparation de l’emplacement restent valides, tout en approfondissant les renseignements requis pour étayer le permis de construction.

Le cadre et le processus généraux de la CCSN en matière 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, existantes et en préparation, pour de nouvelles constructions potentielles supplémentaires, la CCSN continue d’actualiser ses exigences relatives à la conception pour les centrales nucléaires, participe aux initiatives internationales pertinentes et réalise des examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation. La CCSN a également participé au Programme multinational d’évaluation des conceptions (MDEP). Ces activités sont décrites dans les sous-sections qui suivent.

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).

Des exigences relatives à la conception et des dispositions prises par les titulaires de permis 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, de tailles et d’utilisations de réacteurs, y compris des technologies non refroidies à l’eau.

Le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires de la CCSN 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 avec les 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, il établit des exigences neutres sur le plan technologique liées à la défense en profondeur, à l’utilisation de technologies éprouvées et à l’exploitation facile à gérer des centrales nucléaires (p. ex., fiabilité et 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 de ce document 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.

La CCSN s’affaire à réviser le REGDOC-2.5.2. La version 2 combinera la version existante avec le contenu du document d’application de la réglementation RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs de la CCSN. Comme pour la version existante, la nouvelle version se voudra neutre sur le plan technologique dans la mesure du possible en ce qui concerne les réacteurs refroidis à l’eau.

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 avec les exigences du REGDOC-2.5.2 et d’autres nouvelles normes. Par ailleurs, des bilans périodiques de la sûreté (BPS) ont été instaurés, lesquels exigent que les titulaires de permis déterminent les modifications raisonnables et pratiques à apporter pour améliorer la sûreté de l’installation afin d’atteindre un niveau se rapprochant de celui décrit dans les normes modernes. Les plans intégrés de mise en œuvre (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 les 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 de 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 en ce qui concerne la conception et la construction

Selon le principe (1) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN), 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 DVSN 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 avec les normes de sûreté de l’AIEA, y compris à 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 à la construction permettent de veiller à ce que les nouvelles centrales nucléaires construites au Canada respectent le principe (1) de la DVSN.

Respecter le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire en ce qui concerne la conception et la construction

Selon le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (DVSN), 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 les objectifs du principe (1) de la DVSN. Comme il est décrit à la section E du chapitre I, le principe (1) exige 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 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) exige également que des améliorations en matière de sûreté raisonnablement réalisables soient mises en œuvre en temps opportun.

Comme il est mentionné dans les précédents rapports du Canada, la conception des centrales nucléaires canadiennes actuelles, qui sont toutes de type CANDU, comprend des caractéristiques qui empêchent les accidents et atténuent les répercussions en cas d’accident. Comme indiqué ci-dessus, les mesures prises par la CCSN et les titulaires de permis au cours de la période de référence ont renforcé davantage la défense en profondeur des centrales nucléaires existantes.

Programme multinational d’évaluation des conceptions

Dans le passé, la CCSN a joué 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 les 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

Au cours de la période de référence, la CCSN a graduellement cessé de participer au MDEP. Les domaines de participation de la CCSN au MDEP et les activités de transition connexes comprenaient notamment :

• les enjeux et les activités de sûreté propres à la conception visant le réacteur AP1000 de Westinghouse
  • la CCSN a utilisé les renseignements du MDEP lors de son examen de la conception du fournisseur (processus décrit ci-dessous) pour la conception du réacteur AP1000
• les méthodes d’inspection des fournisseurs multinationaux
  • en mai 2019, le personnel de la CCSN a participé, à titre d’observateur, à une inspection d’un fournisseur basé aux États-Unis effectuée par la NRC des États-Unis; l’inspection portait sur la fabrication, les essais et la détermination de la qualité commerciale de l’équipement électrique; les travaux sur cette question ont été confiés à un groupe de travail du Comité sur les activités nucléaires réglementaires (CANR) de l’AEN
• la convergence des codes et des normes des composants d’enveloppes sous pression
  • les travaux sur cette question ont été confiés à un groupe de travail du CANR
• 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 préalable au projet 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 présentée 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 d’un examen de la conception d’un fournisseur préalable à l’autorisation n’exercent aucune contrainte et n’ont pas d’influence sur les décisions prises par la Commission.

L’examen de la conception d’un fournisseur 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 attendues pour appuyer la pertinence de la conception proposée.

Le REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation de la CCSN décrit le processus aux parties intéressées et aux parties prenantes. Le processus d’évaluation de la CCSN comprend 3 phases distinctes. Généralement, la CCSN présente au fournisseur un rapport confidentiel à la fin de chaque phase et en affiche le sommaire sur son site Web. Les phases des examens de la conception de fournisseur préalables à l’autorisation sont décrites à l’annexe 18, tout comme l’état d’avancement de nombreux examens de ce type menés pour des PRM durant la période de référence.

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 répercussions potentielles sur le cadre de réglementation. Ce processus a grandement contribué à l’état de préparation de la CCSN pour les 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

Le REGDOC-2.5.2 décrit 5 niveaux de défense en profondeur visant à assurer une faible probabilité de défaillances ou de combinaisons de défaillances qui entraîneraient des conséquences radiologiques importantes :

• prévenir les fonctionnements anormaux et les défaillances des SSC
• détecter les écarts par rapport à l’exploitation normale, afin d’empêcher les incidents de fonctionnement prévus de dégénérer en conditions d’accident et de remettre la centrale à son état d’exploitation normale, et réagir à ces écarts
• réduire au minimum 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

La conception de l’approche de la défense en profondeur tient compte des éléments suivants :

• 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 et 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 secours pour la prévention des accidents qui visent 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 subir 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 sécurité des personnes ou l’environnement. On a mis l’accent sur les conceptions qui incorporent des modes d’exploitation « à sûreté intégrée » pouvant être utilisés 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 en exploitation de fonctionner en toute sûreté et, le cas échéant, de mettre leurs réacteurs à l’arrêt de manière sûre, même en cas d’événements internes ou externes rares ou de faible probabilité. Comme nous l’avons mentionné brièvement ci-dessus, les 2 projets de nouvelle construction à l’étape de l’autorisation au Canada concernent des PRM. Les conceptions proposées pour le PNCND et pour le projet aux Laboratoires de Chalk River prévoient également des moyens d’arrêt sûr et de refroidissement passif dans tous les scénarios, pendant des périodes prolongées, sans avoir besoin d’alimentation externe en eau ou en électricité.

Certains des critères ayant orienté la conception des centrales nucléaires actuellement en exploitation au Canada et ayant contribué à la défense en profondeur sont décrits en conjonction avec les critères d’analyse de la sûreté (alinéa 14(i)c)). Les exigences et les critères 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 :

• 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 pour les centrales existantes.

Durant la période de référence, le personnel de la CCSN a déterminé que la défense en profondeur dans toutes les centrales nucléaires canadiennes en exploitation était acceptable. Il a aussi conclu que le risque pour le public canadien découlant des accidents hors dimensionnement (AHD) dans les centrales nucléaires existantes 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.

La défense en profondeur des conceptions de PRM proposées pour le PNCND et le projet aux Laboratoires de Chalk River (ainsi que pour d’autres projets de PRM possibles) sera évaluée au fur et à mesure de l’avancement de ces projets. Par exemple, le personnel de la CCSN évaluera la défense en profondeur de la conception du réacteur BWRX-300 si OPG soumet, comme prévu, une demande de permis de construction au cours de la prochaine période de référence. L’un des objectifs de conception du réacteur BWRX-300 est de pouvoir être autorisé dans le monde entier.

La conception du réacteur BWRX-300 a été élaborée dans le strict respect d’une philosophie qui suit les lignes directrices en matière de défense en profondeur de l’AIEA. Le concept de défense en profondeur du réacteur BWRX-300 utilise 4 fonctions de sûreté fondamentales (contrôle de la réactivité, refroidissement du combustible, évacuation de la chaleur à long terme et confinement des matières radioactives) pour définir l’interface entre les lignes de défense et les barrières physiques. Dans un scénario donné concernant une centrale, si ces fonctions sont exécutées avec succès, les barrières physiques correspondantes resteront efficaces.

18 (ii) Incorporation des technologies éprouvées

Les dispositions du cadre de réglementation garantissent l’application de technologies éprouvées. En outre, des approches nouvelles et innovantes peuvent également être mises en œuvre, à condition qu’il existe suffisamment de preuves, ainsi que des dispositions adéquates, pour montrer qu’elles peuvent l’être de manière sûre. 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 ou les programmes d’assurance de la qualité qui s’appliquent à la conception et à ces analyses.

Le REGDOC-2.5.2 comprend des exigences et de l’orientation pour faire la preuve des pratiques techniques et démontrer la qualification des conceptions (voir l’annexe 18) qui s’appliqueraient aux projets de nouvelle construction ainsi qu’aux réacteurs existants grâce à l’application du BPS, en particulier, pour toute amélioration de la conception ou analyse de la sûreté mise en évidence dans le plan intégré de mise en œuvre. À la fin de la période de référence, la CCSN s’affairait à réviser le REGDOC-2.5.2.

Le REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté de la CCSN comprend aussi des exigences et de l’orientation relatives à l’utilisation de méthodes et de paramètres d’entrée qui ont été éprouvés par validation. Plus précisément, il exige des demandeurs et des titulaires de permis qu’ils mettent en évidence la façon dont les codes informatiques utilisés dans l’analyse de la sûreté satisfont aux exigences de la norme N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires du Groupe CSA. Le REGDOC-2.4.1 s’applique aux projets de nouvelle construction, et les titulaires de permis de centrales nucléaires existantes l’appliquent pour les nouvelles analyses de la sûreté et pour les analyses de la sûreté révisées.

La plupart des concepts de PRM, bien que fondés sur des travaux technologiques et sur l’OPEX de centrales nucléaires plus anciennes, font appel à un certain nombre d’approches novatrices. Comme il est indiqué ci-dessus, dans le cadre des examens des demandes de permis, le personnel de la CCSN évaluera l’effet potentiel de nouvelles approches ou d’approches éprouvées utilisées de différentes façons, en appliquant les objectifs de sûreté, les concepts de sûreté généraux et les exigences relatives à la gestion de la sûreté décrits dans le REGDOC-2.5.2. Plus précisément, le personnel de la CCSN évaluera l’incidence de solutions de rechange sur la certitude du rendement de la centrale dans des conditions d’exploitation normale et dans des conditions d’accidents. L’application des exigences et de l’orientation précisées dans des documents tels que les REGDOC-2.5.2 et REGDOC-2.4.1, qui sont neutres sur le plan technologique et non normatives, combinée à une approche graduelle qui tient compte du risque, vise à garantir que les technologies associées aux PRM seront suffisamment éprouvées sans entraver inutilement l’innovation.

Pour les réacteurs existants en exploitation, les critères et les exigences de conception des réacteurs CANDU précisent que la conception et la construction de tous les SSC doivent respecter le code, la norme ou la pratique applicables les plus appropriés et doivent être 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 N285.0, Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU du Groupe CSA. 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 N286.7. Les outils et les méthodes utilisés dans le cadre du rapport d’analyse de la sûreté sont éprouvés en fonction de l’expérience nationale et internationale et reflètent l’état moderne des connaissances.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation mettent à jour leurs rapports d’analyse de la sûreté au moins 1 fois tous les 5 ans ou à la demande de la CCSN. Le
REGDOC-2.4.1 définit les attentes de la CCSN en matière de mises à jour du rapport d’analyse de la sûreté afin qu’il intègre de nouveaux renseignements, qu’il aborde les enjeux mis en évidence, qu’il utilise les méthodes et les outils actuels et qu’il traite de l’incidence des modifications apportées à la conception et aux procédures d’exploitation. Les révisions du rapport d’analyse de la sûreté intègrent 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 REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, exige la sélection de méthodes de calcul ou de codes, de modèles et de 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).

SNC-Lavalin Nucléaire continue de pousser plus avant les progrès technologiques grâce à diverses initiatives telles que son programme de développement de produits. Dans le cadre de ce programme, des avancées ont été faites et mises en œuvre avec succès concernant la trousse d’outils utilisés pour le retrait et l’installation des composants de réacteur dans les projets de réfection des réacteurs CANDU (retubage). En ce qui concerne le retrait des canaux de combustible dans le cadre du projet de retubage, les canaux de combustible et leurs composants sont retirés, avant le retrait des tubes de calandre. SNC-Lavalin Nucléaire a élaboré une approche novatrice de retrait simultané des tubes de force et des tubes de calandre qui a permis une réduction de la dose aux travailleurs et une réduction notable de la durée du chemin critique sur le projet de retubage. L’outil prototype a été conçu, créé, mis à l’essai et qualifié dans le laboratoire à grande échelle de SNC-Lavalin Nucléaire.

Les programmes de qualification environnementale dans les centrales nucléaires canadiennes en exploitation contribuent également à prouver que les systèmes de sûreté et les systèmes liés à la sûreté fonctionnent comme prévu, dans la mesure où l’on se fie à eux pour contribuer à empêcher, à gérer et à atténuer les accidents. Les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de programmes permanents visant à maintenir systématiquement (et, au besoin, à actualiser) la qualification environnementale des systèmes de sûreté et des systèmes liés à la sûreté conformément à la norme N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU du Groupe CSA. 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 des systèmes.

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 visent la fiabilité, l’opérabilité, les facteurs humains et l’interface humain-machine. Ces exigences se trouvent dans le REGDOC-2.5.2.

De plus, le 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.

Les exigences relatives à l’affichage des paramètres de sûreté illustrent comment les facteurs humains et l’interface humain-machine sont pris en compte dans la conception des centrales nucléaires canadiennes. Le REGDOC-2.5.2 précise 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 additionnelles de 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 panneaux d’affichage des centrales nucléaires CANDU existantes peuvent tous afficher les paramètres de surveillance post-accident permettant de surveiller l’approche des limites de sûreté ou des processus ainsi que l’état des systèmes de sûreté. SNC-Lavalin Nucléaire 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, afin d’aider le personnel des opérations et de l’intervention en cas d’urgence à déterminer, de façon rapide et fiable, l’état de la sûreté de la centrale nucléaire.

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.

Introduction

Bien que le paragraphe 19(i) traite de l’autorisation initiale d’exploiter une centrale nucléaire, le régime de réglementation canadien prévoit également des durées fixes pour les permis d’exploitation des centrales nucléaires, tel que décrit à l’alinéa 7(ii)d), qui doivent donc être renouvelés lorsqu’ils arrivent à échéance. Au cours de la période de référence, Énergie NB a demandé le renouvellement de son permis d’exploitation pour Point Lepreau. L’examen de cette demande par la CCSN est décrit à l’alinéa 14(i)a).

Cette période de référence a été l’une des plus efficaces et des plus sûres de l’histoire du programme nucléaire canadien. Il y a eu très peu d’événements d’une importance quelconque sur le plan de la sûreté, ce qui peut être attribué à l’attention portée par les exploitants à la fiabilité des équipements. Par exemple, chez Bruce Power, un accent particulier a été mis sur la réduction des retards accumulés au chapitre de l’entretien, de l’élimination des défis auxquels les opérateurs doivent faire face et des solutions de contournement qu’ils mettent en œuvre, de la formation à la performance humaine, de l’élimination des vulnérabilités ponctuelles et de la réduction du nombre de reports d’activités d’entretien préventif. Tous les exploitants ont pris des initiatives similaires et, par conséquent, il y a eu moins d’événements et d’arrêts imprévus. Cela a également aidé les exploitants à réaliser de longs cycles de production exempts d’événements. Par exemple, à Bruce Power, il est maintenant normal d’avoir des cycles de production de plus de 500 ou 600 jours et, pour OPG, la tranche 1 de Darlington a établi le record mondial de production pour un réacteur nucléaire à 1 105 jours.

19 (i) Autorisation initiale

Il n’y a eu aucune activité d’autorisation initiale liée à l’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire durant la période de référence.

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). Les renseignements qu’un demandeur doit soumettre avec une demande de permis d’exploitation sont décrits dans le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire de la CCSN (voir l’alinéa 7.2(ii)d) pour de plus amples renseignements). La délivrance d’un permis d’exploitation initial est fondée sur une analyse de la sûreté appropriée et sur 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’étude probabiliste de sûreté (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 REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires et REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires de la CCSN.

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 manière à confirmer que les structures, systèmes et composants (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 chargé de la mise en service et de l’exploitation a été formé et est compétent 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 de la CCSN. Ils comportent au moins 4 phases :

• Phase A – avant le chargement du combustible
• Phase B – avant de quitter l’état d’arrêt garanti du réacteur
• Phase C – essais de passage à la criticité et essais à faible puissance
• Phase D – essais à puissance élevée

Il convient de noter que les titulaires de permis peuvent ajouter des phases supplémentaires dans un projet et que les PRM pourraient avoir des phases entièrement différentes. Il y a 1 point d’arrêt réglementaire à la fin de chaque phase et, selon la situation, la CCSN peut demander des points d’arrêt réglementaires supplémentaires. 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 de la centrale nucléaire.

Avant de passer à la phase suivante de mise en service, le titulaire de permis doit démontrer à la CCSN qu’il respecte toutes les conditions préalables, établies conjointement avec elle et nécessaires pour aller au-delà de la phase en cours. De plus, avant de passer à la phase suivante, 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 (en dressant la liste de toutes les lacunes et des cas de non-conformité, s’il y en a); les certificats d’achèvement de phase devraient aussi inclure une liste des certificats d’essais connexes
• il faudrait s’assurer que les phases subséquentes peuvent être réalisées de manière sûre 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 que :

• 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 conditions préalables à la levée de chaque PCM.

Certains PCM sont également des points d’arrêt réglementaires nécessitant 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 qui sont 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 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’alinéa 6b) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I énonce l’exigence visant à décrire, dans une demande de permis d’exploitation, les systèmes et l’équipement de l’installation, y compris leurs conceptions et leurs conditions d’exploitation.

Les limites d’exploitation sûre satisfont aux exigences réglementaires, ainsi qu’aux normes et aux 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 :

• des 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 et exigences de disponibilité)
• des exigences sur les systèmes fonctionnels (p. ex., paramètres limitatifs, principes et spécifications d’essais et de surveillance et exigences de rendement dans des conditions anormales)
• des conditions préalables pour le retrait du service des systèmes spéciaux de sûreté et de tout 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 ainsi que 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 paramètres d’exploitation sûre (PES). 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 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 indiquées dans la documentation sur les PES. 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

L’objectif du programme des PES est de définir clairement les limites d’exploitation sûres des centrales nucléaires afin qu’elles puissent être facilement surveillées par le personnel d’exploitation ou en son nom. Dans le passé, les titulaires de permis définissaient les limites opérationnelles pertinentes principalement en fonction des lignes de conduite pour l’exploitation (LCE). Cependant, étant donné que les LCE ne représentaient qu’un sous-ensemble des limites pertinentes, au cours des périodes visées par les rapports précédents, les titulaires de permis ont établi un ensemble complet de limites documentées dans les exigences de sûreté opérationnelle. Ces limites ont été établies à partir d’une analyse déterministe de sûreté, selon la norme N290.15-F10, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires du Groupe CSA.

Les PES étant maintenant mis en œuvre, tous les titulaires de permis de centrales en exploitation ont entamé la phase d’entretien et examinent 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 SSC des centrales nucléaires sont exécutés conformément à la gouvernance et aux procédures approuvées qui sont incorporées dans le système de gestion de la centrale (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, pour les inspections périodiques, pour les essais, pour les réparations et les remplacements, pour la formation du personnel, pour l’approvisionnement en pièces de rechange, pour la prestation de services et d’installations connexes, ainsi que pour la génération, la collecte et la rétention de documents d’exploitation et d’entretien.

Le REGDOC-2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires de la CCSN établit les exigences relatives aux politiques, aux processus et aux 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. Ces activités ont pour but de veiller à ce que la fiabilité et l’efficacité de tout l’équipement et de tous les systèmes demeurent conformes aux exigences pertinentes.

Le REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires de la CCSN 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

Le recensement des systèmes importants pour la sûreté s’effectue à partir des renseignements fournis par les EPS, les analyses déterministes et les 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, cette dernière est supérieure à 99,9 % dans les centrales nucléaires actuellement en exploitation). Chaque composant d’un système spécial de sûreté fait l’objet d’essais réguliers. Des exigences précises relatives aux essais visant à confirmer la disponibilité et le fonctionnement des systèmes de sûreté et des systèmes liés à la sûreté sont décrites à l’alinéa 14(ii)a).

Les procédures suivies par le personnel en phase d’exploitation normale de la centrale nucléaire et de ses systèmes auxiliaires se trouvent dans les manuels d’exploitation contenant :

• les procédures relatives aux systèmes 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 de référence, 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. Par exemple, Bruce Power a amélioré l’efficacité de ses processus grâce à l’utilisation d’outils d’analyse de données et d’intelligence artificielle lui ayant permis d’automatiser les processus et de limiter les dédoublements. Cela a permis à Bruce Power de réduire ses retards cumulés au chapitre de l’entretien prioritaire de plus de 80 % en 2021.

À Darlington, les ordinateurs qui surveillent les systèmes d’arrêt de chaque tranche ont été remplacés en 2015 par une plate-forme et des logiciels modernes, afin de répondre à l’obsolescence du matériel et de mettre en œuvre des améliorations de l’interface avec les opérateurs, ainsi que d’assurer le maintien de la fiabilité des systèmes d’arrêt et de la sûreté de la centrale pour la prolongation des activités de Darlington. Dans le même ordre d’idées, OPG s’affaire à remplacer les ordinateurs d’affichage et d’essai ainsi que de déclenchement, et ce, pour les 2 systèmes d’arrêt de sûreté automatisés, pendant ses périodes programmées de remise à neuf. Le remplacement de l’ordinateur du système d’arrêt a été effectué pour 2 tranches, les remplacements restants étant prévus entre 2022 et 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, OPG poursuit la transition d’autres instruments de la salle de commande de systèmes analogues à des systèmes numériques dans toutes ses centrales nucléaires, afin de renforcer les capacités de surveillance et de contrôle.

OPG a également mis en œuvre des outils d’intelligence artificielle visant à améliorer son efficacité dans les domaines de l’ingénierie, de l’entretien et de l’exploitation.

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 REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2, de la CCSN établit les exigences détaillées relatives aux plans d’urgence et aux capacités d’intervention sur le site. Les plans et les programmes d’intervention, y compris les dispositions pour la 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.

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 compétent 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 :

• 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 d’exploitation 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 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 aussi 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 de référence. 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 pour l’environnement. Par exemple, il n’y a eu aucune défaillance grave d’un système fonctionnel³ aux centrales nucléaires au cours de la période de référence. Comme nous l’avons mentionné ci-dessus, la période de référence a été l’une des plus sûres et des plus efficaces de l’histoire du programme nucléaire canadien.

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 ont échoué. 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 sur 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 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 GAG peuvent être différentes d’une centrale nucléaire à l’autre, selon l’emplacement et la nature de la centrale (installations à une seule tranche situées dans des endroits relativement éloignés ou installations à tranches multiples situées près des grands centres urbains).

Lignes directrices pour la gestion des accidents graves

L’élaboration et la mise en œuvre de lignes directrices pour la GAG (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 étaient 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 (EAU) 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 et procédures d’exploitation en cas d’urgence) aux LDGAG et aux LDEAU est terminée. Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont mis en place des trousses sur les LDGAG à des endroits stratégiques afin de permettre une mise en œuvre rapide des mesures relatives à la LDGAG. Ces trousses comprennent les outils, le matériel et l’équipement nécessaires pour mettre en œuvre rapidement les mesures relatives aux LDGAG.

La vérification de la formation et des documents sur les LDGAG et les LDEAU de même que la validation du programme de GAG sont principalement réalisées au moyen d’exercices sur table, d’exercices aux centrales ou d’exercices d’urgence à grande échelle qui simulent des scénarios d’accident grave.

Surveillance par le personnel de la CCSN des programmes de GAG et des LDGAG

Durant la période de référence, le personnel de la CCSN a entrepris des activités visant l’examen des programmes de GAG et des LDGAG des titulaires de permis; il s’agissait notamment :

• de l’examen de la conformité du fondement technique et de la documentation des LDGAG propres à la centrale
• de l’examen des LDEAU et de leur intégration aux LDGAG et à d’autres procédures et manuels de la centrale
• d’évaluations des exercices aux centrales simulant des accidents graves lors desquels les LDGAG et les LDEAU sont appliquées
• de simulations analytiques de l’évolution d’un accident grave avec et sans mesures établies dans les LDGAG
• d’une évaluation intégrale tenant compte de tout ce qui précède

Respecter le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire

Le principe (2) de la Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire (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 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, le principe (1) vise à ce 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 ainsi que, 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. 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.

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 de la phase de 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, notamment durant son déclassement. On prévoit également des budgets pour l’embauche de fournisseurs de services externes ainsi que pour la passation de marchés en vue d’obtenir du soutien dans des domaines 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 la chaîne d’approvisionnement pour veiller à ce que les services qu’ils obtiennent accomplissent leur objectif et respectent les exigences pertinentes. Par exemple, le processus de la chaîne d’approvisionnement d’OPG recense des attributs clés qui permettent de reconnaître la qualité des livrables fournis par des organisations externes susceptibles d’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 de l’industrie nucléaire canadienne

L’article 13 présente des renseignements généraux sur les dispositions des titulaires de permis en matière de gestion de la chaîne d’approvisionnement.

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 sûreté 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 les procédures appropriées de conception, y compris les codes et les normes, sont mises à profit
• les travaux techniques sont exécutés par du personnel qualifié au moyen de méthodes appropriées, conformément aux procédures

Tous les titulaires de permis canadiens exploitent des centrales nucléaires généralement dotées de la même conception de réacteur. Ils 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, comme :

• 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 la WANO et le COG facilitent également l’assistance entre les organisations membres.

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. Ils déterminent l’importance de ces événements au moyen de procédures opérationnelles précises. Durant la période de référence, les titulaires de permis ont déclaré les événements importants sur le plan de la sûreté à la CCSN rapidement et conformément aux exigences du 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 soumet les descriptions des événements égalant ou dépassant les seuils de l’International Nuclear Event Scale (INES) dans le Nuclear Event Web-based System de l’AIEA, un système électronique de consignation des événements nucléaires.

Le Canada est également déterminé à déclarer les événements importants qui surviennent aux centrales nucléaires canadiennes dans le Système international de signalement des incidents (IRS), une base de données des événements internationaux exploitée conjointement par l’AIEA et l’AEN. Pour ce faire, il nomme, à titre de coordonnateur national, un membre du personnel de la CCSN qui recueille, analyse et présente l’information sur les événements se produisant au Canada. Chaque année, le Canada fait rapport des mesures prises 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 d’experts sur l’OPEX de l’AEN.

Les enjeux découlant de l’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 présentés à la Commission.

Dans toutes les centrales nucléaires, l’importance de toute constatation autre que des incidents (p. ex., la dégradation imprévue de l’équipement, des enjeux relatifs à la gestion soulevés par divers moyens, y compris des examens par les pairs de la WANO ou des lacunes sur le plan de la conception) est cotée à l’aide des critères établis dans le programme de mesures correctives.

19 (vii) Expérience d’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 organisations exploitantes et organismes de réglementation.

Le processus de collecte, d’analyse et de diffusion des leçons retenues de l’OPEX s’inscrit normalement dans le cadre des programmes d’assurance de la qualité des titulaires de permis. La norme N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires du Groupe CSA 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. Elle stipule aussi que ces renseignements doivent être diffusés au personnel lors des autres phases du cycle de vie de la centrale nucléaire.

Les principales sources en matière d’OPEX sont les documents sur l’état de la centrale et les rapports d’événement; les rapports annuels et trimestriels, les rapports en service et les rapports de vérification interne constituent certains des autres rapports soumis par les titulaires de permis.

Les titulaires de permis intègrent l’OPEX dans tous les aspects de l’exploitation et de la gestion d’une centrale nucléaire. Par exemple, Bruce Power, OPG et Énergie NB ont mis au point un système d’identification des problèmes et de mesures correctives, alors qu’OPG dispose d’un intranet sur l’OPEX offrant un accès pratique aux sites Web de la WANO, du COG et de l’Institute of Nuclear Power Operations (INPO), ainsi qu’à autres ressources en matière d’OPEX.

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 :

• 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 les enjeux cernés à la suite de l’examen des événements et 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 ses 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 d’inspections et lorsqu’elles repèrent des domaines problématiques sur le plan de l’exploitation ou de l’entretien (comme la non-conformité aux procédures, des 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 les constatations de l’examen des conditions ont été appliquées 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 pour le stockage définitif des déchets radioactifs par les producteurs et propriétaires de déchets. Il veillera à ce que le stockage définitif des déchets radioactifs soit exécuté 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 qu’ils respectent les exigences juridiques et à ce qu’ils assument leurs responsabilités financières et opérationnelles conformément aux plans approuvés de stockage définitif 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 du stockage définitif des déchets ainsi que des installations requises à cette fin.

Le REGDOC-2.11, Cadre canadien pour la gestion des déchets radioactifs et les plans de déclassement décrit le cadre global de gestion des déchets.

Aux termes de l’approche de la CCSN concernant 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 afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité du public et de protéger l’environnement.

L’alinéa (3)(1)j) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige que tous les demandeurs de permis qui mettent en œuvre des activités de gestion des déchets communiquent le nom, la quantité, la forme, l’origine et le volume des déchets radioactifs ou des déchets dangereux susceptibles d’être produits par les activités devant être autorisées. Ces renseignements doivent notamment porter sur les déchets qui peuvent être entreposés, gérés, traités ou stockés définitivement sur le site de l’activité devant être autorisée, ainsi que sur la méthode proposée pour les gérer et les stocker de manière définitive.

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 stockage définitif, 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, l’entreposage, le chargement et le transport des substances nucléaires et dangereuses.

Les documents d’application de la réglementation de la CCSN contenant des exigences et des orientations pertinentes pour la gestion des déchets comprennent :

• 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 le stockage définitif des déchets radioactifs, version 2

De plus, le Groupe CSA a publié les normes d’intérêt suivantes pour les activités de gestion des déchets :

• N292.0-F19, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié
• N292.8-F21, Caractérisation des déchets radioactifs et du combustible irradié
• N294-F19, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires

Surveillance de la gestion des déchets radioactifs

Il incombe à la CCSN d’autoriser la gestion des déchets radioactifs, y compris, le cas échéant, leur transport, leur entreposage et leur stockage définitif. 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 de la demande de permis par la CCSN pour 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 6 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 sécurité des personnes, pour l’environnement et pour la sécurité nationale.
• L’évaluation des impacts futurs des déchets radioactifs sur la santé et la sécurité 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 sécurité 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 sécurité 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 minimisation des déchets est également un principe clé de la norme N292.0 du Groupe CSA qui comprend notamment l’exigence voulant que la production de déchets radioactifs soit prise en compte à toutes les phases 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 tiennent à jour un programme de gestion des déchets. Les programmes de gestion des déchets des titulaires de permis doivent tenir compte du cycle de vie des déchets (c.-à-d. réduction, réutilisation et recyclage) 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 sécurité des travailleurs ainsi que de l’environnement, conformément à la norme N292.0 du Groupe CSA.

Le Canada est 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 est un traité juridiquement contraignant qui vise à assurer la gestion sûre des déchets radioactifs dans le monde entier. Elle représente l’engagement des pays participants à atteindre et à maintenir un niveau élevé et constant de sûreté dans 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 un examen international par les pairs des programmes de gestion des déchets radioactifs d’un pays. Avant de faire l’objet d’un tel examen, le Canada présente un rapport national démontrant les mesures prises pour mettre en œuvre les obligations de l’accord. Les rapports nationaux du Canada sur la Convention commune sont publiés tous les 3 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 la génération et le contrôle, la manutention (collecte, tri, ségrégation, emballage, chargement, transfert), le traitement (prétraitement, traitement, conditionnement), l’entreposage, le transport, ainsi que le stockage définitif.

Étant donné qu’il n’y a pas encore d’options pour des installations de stockage définitif des déchets radioactifs, on met principalement l’accent sur ce qui suit : gérer les déchets; 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 indu aux générations futures; et contrôler et minimiser la production de déchets radioactifs.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires minimisent les déchets radioactifs :

• en évitant la production de déchets radioactifs, par exemple, au moyen :
  • de procédures de contrôle du matériel pour veiller à ce qu’il n’entre pas dans les zones radioactives
  • du renforcement des capacités de surveillance des déchets pour réduire l’inclusion de déchets non radioactifs dans les déchets radioactifs
  • d’équipements de protection individuelle lavables, plutôt que jetables
  • de la formation et de la sensibilisation des employés
• en réduisant le volume (compactage, incinération, broyage, etc.) et le contenu radioactif des déchets radioactifs
• 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’évacuation ou de stockage définitif, et de vérifier la pertinence de la méthode choisie.

Les déchets radioactifs produits dans le cadre des opérations de centrales nucléaires 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, par exemple, incinérables, compactables ou non traitables. Le tri des déchets facilite leur manutention, leur traitement, leur entreposage, leur transport et leur 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 de stockage définitif soit disponible.

La manutention, le traitement, l’entreposage 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 entreposé sur le site, en piscine ou dans des conteneurs 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 de 6 à 10 ans en piscine (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 de stockage définitif 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.

Appendice A
Sites Web pertinents

Document ou organisation	Site Web
Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/lois/N-28.3/
Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/lois/C-15.21/
Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/reglements/DORS-2000-202/
Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/reglements/DORS-2000-204/
Règlement sur la radioprotection	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/reglements/DORS-2000-203/
Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire	https://laws-lois.justice.gc.ca/fra/reglements/DORS-2003-212/
Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires (Commission canadienne de sûreté nucléaire)	https://laws.justice.gc.ca/fra/reglements/DORS-2013-139/
Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire	https://laws.justice.gc.ca/fra/lois/N-28.1/
Énergie atomique du Canada Limitée	aecl.ca/fr
Bruce Power	brucepower.com (en anglais seulement)
Agence d’évaluation d’impact du Canada	https://www.canada.ca/fr/agence-evaluation-impact.html
Laboratoires Nucléaires Canadiens	cnl.ca/fr
Commission canadienne de sûreté nucléaire	suretenucleaire.gc.ca
Groupe des propriétaires de CANDU	www.candu.org (en anglais seulement)
CANTEACH (CANDU)	canteach.candu.org (en anglais seulement)
Environnement et Changement climatique Canada	ec.gc.ca
Affaires mondiales Canada	international.gc.ca/international
Santé Canada	hc-sc.gc.ca
Hydro-Québec	https://www.hydroquebec.com/residentiel/
Loi sur l’évaluation d’impact	https://laws.justice.gc.ca/fra/lois/i-2.75/index.html
Institute of Nuclear Power Operations	inpo.info (en anglais seulement)
Agence internationale de l’énergie atomique	iaea.org/fr
Ressources naturelles Canada	nrcan.gc.ca
Énergie NB	nbpower.com
Ontario Power Generation	opg.com (en anglais seulement)
Agence de la santé publique du Canada	phac-aspc.gc.ca
Sécurité publique Canada	securitepublique.gc.ca
SNC-Lavalin Énergie nucléaire	snclavalin.com/fr/nuclear
Transports Canada	https://tc.canada.ca/fr
Réseau universitaire d’excellence en génie nucléaire	unene.ca (en anglais seulement)
Institut universitaire de technologie de l’Ontario	https://ontariotechu.ca/ (en anglais seulement)
Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires	www.wano.info (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
Bruce-A, tranche 1	Bruce Power	836	1er juin 1971	17 déc. 1976	14 janv. 1977	En exploitation
Bruce-A, tranche 2	Bruce Power	836	1er déc. 1970	27 juil. 1976	4 sept. 1976	En exploitation
Bruce-A, tranche 3	Bruce Power	836	1er juil. 1972	28 nov. 1977	12 déc. 1977	En exploitation
Bruce-A, tranche 4	Bruce Power	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	Bruce Power	872	1er janv. 1978	29 mai 1984	26 juin 1984	En exploitation
Bruce-B, tranche 7	Bruce Power	872	1er mai 1979	7 janv. 1986	22 févr. 1986	En exploitation
Bruce-B, tranche 8	Bruce Power	872	1er août 1979	15 févr. 1987	9 mars 1987	En exploitation
Darlington, tranche 1	Ontario Power Generation	934	1er avril 1982	29 oct. 1990	19 déc. 1990	En exploitation
Darlington, tranche 2	Ontario Power Generation	934	1er sept. 1981	5 nov. 1989	15 janv. 1990	En exploitation
Darlington, tranche 3	Ontario Power Generation	934	1er sept. 1984	9 nov. 1992	7 déc. 1992	En exploitation
Darlington, tranche 4	Ontario Power Generation	934	1er juil. 1985	13 mars 1993	17 avril 1993	En exploitation
Gentilly-2	Hydro-Québec	675	1er avril 1974	11 sept. 1982	4 déc. 1982	Stockage sûr
Pickering, tranche 1	Ontario Power Generation	542	1er juin 1966	25 févr. 1971	4 avril 1971	En exploitation
Pickering, tranche 2	Ontario Power Generation	542	1er sept. 1966	15 sept. 1971	6 oct. 1971	Stockage sûr
Pickering, tranche 3	Ontario Power Generation	542	1er déc. 1967	24 avril 1972	3 mai 1972	Stockage sûr
Pickering, tranche 4	Ontario Power Generation	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	Ontario Power Generation	540	1er oct. 1975	15 oct. 1983	8 nov. 1983	En exploitation
Pickering, tranche 7	Ontario Power Generation	540	1er mars 1976	22 oct. 1984	17 nov. 1984	En exploitation
Pickering, tranche 8	Ontario Power Generation	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 pendant la période de référence^{Note de bas de page 18}

Lieu/date3	Description	Mesure corrective du titulaire de permis	Mesure réglementaire
Incendie dans le moteur d’une pompe du circuit caloporteur primaire, Point Lepreau 5 février 2021	Pendant le retour à la pleine puissance, alors que la centrale fonctionnait à une puissance faible critique, des flames ont été observées sortant de la partie supérieure du moteur d’une pompe du circuit caloporteur primaire. Il a été déterminé que la cause de l’incendie était un actionnement imprévu des freins du moteur de la pompe qui fonctionnait à haute vitesse. Quelques jours plus tôt, un actionnement imprévu similaire des freins s’était produit et avait provoqué de la fumée. Le personnel d’Énergie NB a déterminé que la cause probable de ce freinage imprévu était une séparation entre les couches de la vessie en néoprène du mécanisme de freinage, couches qui contenaient de l’air emprisonné. Lorsque la pompe s’est réchauffée, l’air emprisonné s’est dilaté et a créé une bulle localisée dans une région de la vessie, ce qui a entraîné une application inégale des freins alors que la pompe fonctionnait à haute vitesse.	Pour évaluer l’événement, Énergie NB a formé une équipe de dépannage complexe, qui comprenait des employés d’Énergie NB et des experts de l’industrie. Énergie NB a procédé à une analyse de la cause profonde après l’événement et a trouvé 1 cause directe, 2 causes profondes et 2 causes contributives. Le moteur de la pompe a été remplacé par un moteur de rechange et un examen de l’étendue de la condition a été effectué sur les autres moteurs de pompes du circuit caloporteur primaire, donnant lieu au remplacement des vessies et des électrovannes. Les mesures prises après une inspection approfondie des composants de frein comprenaient : des modifications à la procédure d’entretien et une surveillance accrue pendant la prochaine montée en puissance.	Des inspecteurs de site de la CCSN ont assuré un suivi après l’événement et étaient présents tout au long du processus de dépannage. Le personnel de la CCSN a émis une constatation de non-conformité relative à une lacune dans la déclaration d’une urgence-incendie (plutôt qu’une alerte d’incendie) qui a retardé l’envoi de la notification au service d’incendie externe, à l’organisme de réglementation et à tout autre organisme concerné.
Défaillance liée à l’eau de refroidissement du stator à la tranche 5 de Pickering 30 septembre 2021	Une alarme de faible débit du liquide de refroidissement du stator et l’indicateur d’une baisse de pression de l’hydrogène dans l’alternateur ont mené à une réduction de puissance du groupe turbo-alternateur et à une baisse contrôlée de la puissance de la tranche, ce qui a déclenché en définitive l’arrêt de la turbine en raison du faible débit d’eau de refroidissement du stator (ERS). Les rapports sur le terrain indiquaient que l’eau était pulvérisée hors du réservoir de tête du stator. Le système de refroidissement à l’hydrogène fuyait dans le système d’ERS, ce qui a augmenté la pression, surchargé le réservoir d’appoint et entraîné un déversement d’eau et d’hydrogène dans la salle des turbines, laquelle a dû être ventilée afin de réduire le risque d’explosion. Il a été déterminé que la cause directe était un filtre dégradé dans la boîte à eau qui a mené à une accumulation de débris conducteurs, ce qui a entraîné un court-circuit dans le stator. La rupture fragile et soudaine du couvercle de la boîte à eau du stator qui en a résulté a rempli l’alternateur de débris. Le filtre était en attente dans des conditions humides depuis 3 ans lorsqu’il a été installé, alors que le fournisseur recommandait une période d’attente dans des conditions humides de 1 an seulement. Il a été établi que la cause profonde était le report et l’annulation des travaux d’entretien préventif sur le filtre.	OPG avait rétabli l’entretien préventif avant l’événement, en réponse à une excursion de résine dans le système d’ERC de la tranche 8 en raison d’un filtre dégradé. Toutefois, OPG attendait le prochain arrêt prévu pour remplacer le filtre de la tranche 5. OPG a procédé au remplacement complet des filtres de tous les systèmes d’ERC après cet événement. OPG a effectué une analyse de la cause profonde et remettra un plan de mesures correctives à la CCSN pendant la prochaine période de déclaration.	Les inspecteurs de site de la CCSN ont mené une inspection sur le terrain et surveillé plus fréquemment l’état de la tranche 5. L’inspection sur le terrain a donné lieu à une constatation d’importance moyenne sur le plan de la sûreté relativement à l’annulation de l’entretien préventif sur les filtres sans justification adéquate.
Tranches 3 et 6 de Bruce Du 5 au 8 juillet 2021	Le 5 juillet 2021, lors d’un arrêt, Bruce Power a signalé que les mesures obtenues dans les échantillons prélevés par grattage sur un tube de force de la tranche 6 montraient des concentrations d’hydrogène équivalent (Heq) supérieures aux prévisions génériques et dépassant la limite de 120 ppm fixée dans le permis. La mesure obtenue à la marque de brunissage était de 211 ppm. Le 8 juillet 2021, Bruce Power a signalé que des échantillons prélevés par grattage dans un tube de force de la tranche 3 présentaient également une concentration élevée de Heq (131 ppm). La limite de Heq de 120 ppm s’applique à la longueur du tube située entre les marques de brunissage des joints dudgeonnés et est fondée sur les limites de validité du modèle actuel de ténacité à la rupture des tubes de force. Il a été déterminé que l’exploitation continue des tranches actuellement en service était sécuritaire car : les concentrations de Heq n’avaient aucune incidence sur la ténacité à la rupture à hautes températures les réacteurs sont conçus en tenant compte d’un événement de rupture d’un tube de force et comprennent des dispositions relatives à la défense en profondeur incorporées dans la conception pour garantir un arrêt sûr il n’y a aucune préoccupation concernant une concentration élevée de Heq dans les tranches qui ont récemment fait l’objet d’une réfection	Les 2 tranches étaient à l’arrêt au moment de la découverte et ne posaient donc aucune préoccupation immédiate en matière de sûreté. Les tubes de force de la tranche 6 ont tous été retirés et sont en cours de remplacement dans le cadre de l’arrêt aux fins du remplacement des composants majeurs. Bruce Power a terminé les évaluations techniques de l’exploitabilité des tranches restantes. Les tranches 1 et 2 ont été jugées exploitables sans condition, leurs tubes de force ayant été remplacés. Les tranches 4, 5, 7 et 8 ont été jugées exploitables en raison du comportement des matériaux aux températures d’exploitation à pleine puissance, de l’absence de défauts observés dans la région d’intérêt et de la concordance entre les valeurs Heq prédites et celles mesurées à l’extérieur de la région d’intérêt où l’on sait qu’il y a des défauts.	Le personnel de la CCSN a demandé à Bruce Power : d’analyser l’impact de cette information sur la démonstration de l’aptitude fonctionnelle des tubes de force d’effectuer les tests et analyses nécessaires pour vérifier que l’exploitation de tous les réacteurs demeure dans les limites du fondement d’autorisation d’informer la CCSN de toute autre mesure prise en réponse à cette information; d’évaluer l’incidence de cette information sur le plan de redémarrage de la tranche 3 d’analyser la validité du modèle d’absorption d’hydrogène. La CCSN a émis un ordre d’un fonctionnaire désigné à Bruce Power (et OPG) les obligeant à obtenir l’autorisation de la Commission avant de redémarrer une tranche après un arrêt qui entraîne le refroidissement du circuit caloporteur.

Appendice D
Recherche et développement relatifs 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 prolonger 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 (COG) ainsi que des services publics, des universités, des laboratoires du secteur privé et d’autres organisations. Les sections suivantes décrivent les principaux éléments de la R-D à l’appui des centrales nucléaires au Canada.

D.2 Programme de R-D du Groupe des propriétaires de CANDU (centrales existantes)

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

Bien que ces travaux appuient généralement l’exploitation des centrales nucléaires existantes, le COG compte également des initiatives liées aux petits réacteurs modulaires (PRM); voir la section D.3.2 pour obtenir des renseignements supplémentaires.

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, la Korea Hydro and Nuclear Power Company, la Third Qinshan Nuclear Power Company Ltd. et la CNNP Nuclear Power Operations Management Co. Ltd. (CNNO). Le financement actuel s’élève à environ 44 millions de dollars par année et profite d’un engagement pluriannuel stable. De plus, le programme des projets et services conjoints du COG appuie les centrales nucléaires CANDU nationales et internationales par le biais de projets conjoints concertés cofondés d’une valeur totale de 15 à 20 millions de dollars par année. Le COG adhère à l’EPRI pour le compte des titulaires de permis de réacteurs CANDU nationaux et de la Societatea Nationala Nuclearelectrica de Roumanie.

En 2016, le COG a entrepris un programme de R-D stratégique axé sur la mise au point 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 fondé en 2002, se consacre au soutien et à la promotion de la capacité d’enseignement et de R-D 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 à l’égard des 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 de travail 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

Le programme de 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 réfection 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 relatives à l’incidence environnementale sur les biotes non humains
• maintenir les capacités de R-D permettant de gérer les enjeux actuels et futurs du secteur dans les domaines de la radioprotection et de l’incidence environnementale
• veiller à ce que l’expertise nécessaire pour régler les problèmes du secteur 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 par le biais de projets de recherche en collaboration avec d’autres organisations d’intérêts communs

Chimie, matériaux et composants

Le programme de R-D relatif à la chimie, aux matériaux et aux composants vise ce qui suit :

• porter sur un éventail d’enjeux qui peuvent affecter l’exploitation sûre, fiable et efficiente des systèmes CANDU majeurs et auxiliaires
• mettre l’accent sur le soutien de l’exploitation à long terme et la prolongation de la vie de la centrale
• s’intégrer au programme de R-D de l’EPRI pour optimiser les synergies et réduire les dédoublements

Il comprend des groupes de travail 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

Le programme de R-D relatif 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 de réacteurs CANDU, actuels et ayant fait l’objet d’une réfection, durant une période prolongée
(c.-à-d. de 60 à 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.
• Meilleure compréhension 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 durée de 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 peut comprendre des cycles du combustible différents en vue de minimiser les volumes importants de déchets.
• Incidences potentielles des changements climatiques : Évaluer les incidences potentielles 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 réfection des installations nucléaires.
• Rayonnement à faible dose : Approfondir les connaissances et favoriser l’acceptation du public.

D.3 Mise au point et déploiement des conceptions de réacteurs

D.3.1 Conceptions de réacteurs CANDU

En plus de fournir des services liés à l’exploitation des réacteurs CANDU existants, CANDU Énergie (membre du groupe SNC-Lavalin Énergie nucléaire) compte 4 conceptions de réacteurs :

• Réacteur CANDU 6 : Réacteur à uranium naturel, modéré à l’eau lourde et pouvant être rechargé en cours d’exploitation
• Réacteur CANDU 6 évolué (EC6) : Réacteur de 700 MWé de génération III, modéré et refroidi à l’eau lourde, fondé sur le modèle CANDU 6 éprouvé
• 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, en plus de l’uranium naturel conventionnel

SNC-Lavalin Énergie nucléaire comprend un programme dynamique de mise au point de produits doté d’un financement annuel qui lui permet de perfectionner la conception CANDU et les technologies connexes, y compris les conceptions de réacteurs susmentionnées, ainsi que de soutenir l’exploitation des réacteurs. De plus, ces nouveautés comprennent des avancées sur le plan des conceptions d’outils de retubage, comme l’outil d’enlèvement des tubes qui permet d’enlever simultanément le tube de force et le tube de calandre durant un projet de remplacement des tubes, ce qui a mené à la réduction des doses aux travailleurs tout en permettant une diminution importante de la durée du chemin critique du retubage (voir le paragraphe 18(ii)). SNC-Lavalin Énergie nucléaire continue de maintenir et de perfectionner des logiciels analytiques qualifiés qui servent à la conception et à l’analyse de divers réacteurs ainsi qu’au soutien de l’exploitation des réacteurs.

D.3.2 Petits réacteurs modulaires

La R-D se poursuit à l’appui des 2 projets de petits réacteurs modulaires (PRM) qui en sont actuellement à la phase de l’autorisation : OPG s’associe à GE Hitachi Nuclear Energy dans le cadre du projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington (PNCND), et Global First Power collabore avec Ultra Safe Nuclear Corporation dans le cadre du projet aux Laboratoires de Chalk River. De plus, OPG maintient des accords et des protocoles d’entente avec d’autres fournisseurs de PRM afin d’explorer la possibilité de déployer d’autres technologies de réacteurs en Ontario. D’autres initiatives liées au Plan d’action canadien des PRM sont exécutées en parallèle.

Le Fonds stratégique pour l’innovation représente le principal mécanisme de financement du gouvernement fédéral pour les projets de recherche, développement et démonstration visant les PRM. À ce jour, le Fonds a permis d’appuyer 2 projets de PRM :

• 20 millions de dollars à Terrestrial Energy le 15 octobre 2020 pour un projet de R-D de 68,9 millions de dollars visant à achever, avant décembre 2021, la phase 2 de l’examen de la conception du fournisseur (ECF) préalable à l’autorisation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)
• 47,5 millions de dollars à Moltex Energy le 18 mars 2021 pour un projet de 97,6 millions de dollars visant à mettre au point une technologie de PRM à sels stables appelée « Wasteburner » qui pourrait permettre de générer de l’énergie sans émission en recyclant les déchets de combustible nucléaire existants pour alimenter la production d’énergie propre

L’Agence de promotion économique du Canada atlantique (APECA) a également accordé du financement à des projets liés aux PRM. En mars 2021, l’APECA a annoncé l’attribution de financement aux projets suivants :

• 3 millions de dollars à Moltex Energy pour démontrer et valider la viabilité de sa technologie permettant de convertir le combustible usé CANDU en combustible recyclé utilisable pouvant servir à alimenter sa technologie de PRM
• 5 millions de dollars à la Société d’énergie du Nouveau-Brunswick pour préparer un emplacement afin de démontrer des technologies de PRM sur un site approuvé au Nouveau-Brunswick
• 562 000 dollars à l’Université du Nouveau-Brunswick pour élargir sa capacité d’appui à la grappe de technologie de PRM dans la province

Bruce Power a 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.

De plus, le COG a mis en place 2 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 la mise au point des PRM (voir l’alinéa 9c)).

D.4 Programme de R-D d’EACL

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 santé, de la sûreté et sécurité et de l’environnement, tout en maintenant l’expertise et les capacités nécessaires aux LNC. Les LNC soutiennent aussi le secteur nucléaire par l’accès à l’expertise et aux installations de science et technologie sur le plan commercial.

EACL est responsable de la gestion et de la surveillance du plan de travail STFN. Le plan de travail STFN sert les intérêts collectifs de 14 ministères et organismes fédéraux qui alimentent le programme de travail et le budget dans 4 domaines thématiques :

1. Appuyer la mise au point d’applications biologiques et comprendre les effets du rayonnement sur les êtres vivants
   • Ce domaine thématique appuie les activités de S-T visant à approfondir notre compréhension des applications biologiques de la recherche nucléaire, notamment notre compréhension des effets de l’exposition au rayonnement ionisant sur la santé de la population canadienne. Le domaine thématique comprend 3 sous-thèmes : 1) comprendre les effets du rayonnement ionisant sur la santé, 2) quantifier l’exposition au rayonnement ionisant, et 3) mettre au point des applications médicales.
2. Renforcer la sécurité nationale et mondiale ainsi que la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire
   • Ce domaine thématique appuie les activités de S-T visant à soutenir les objectifs de sécurité et objectifs stratégiques nationaux et internationaux du gouvernement du Canada dans les domaines de la non-prolifération nucléaire et de la lutte contre le terrorisme ainsi que la capacité d’intervenir en cas d’urgence nucléaire; il comprendrait toutes les responsabilités en matière de préparation et d’intervention. Le domaine thématique comprend 3 sous-thèmes : 1) criminalistique nucléaire et détection, 2) cybersécurité, et 3) préparation et intervention en cas d’urgence.
3. Appuyer une utilisation et un développement sûrs, sécuritaires et responsables des technologies nucléaires
   • Ce domaine thématique appuie les activités de S-T visant à préserver et à améliorer la viabilité, la compétitivité, la sûreté et la sécurité des technologies nucléaires au Canada et à l’étranger, ainsi qu’à fournir de l’information scientifique aux fins d’élaboration de règlements, de codes et de normes, et d’autorisation. Le domaine thématique comprend 3 sous-thèmes : 1) réacteurs avancés et systèmes énergétiques hybrides, 2) durabilité des réacteurs, et 3) hydrogène et tritium.
4. Appuyer l’intendance environnementale et la gestion des déchets radioactifs
   • Ce domaine thématique appuie les activités de S-T visant à soutenir l’intendance environnementale et la gestion responsable des déchets nucléaires. Le domaine thématique comprend 2 sous-thèmes : 1) comprendre les effets du rayonnement sur l’environnement, et 2) mettre la S-T au service de la gestion des déchets radioactifs.

Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le plan de travail STNF d’EACL et les projets connexes, voir la page Web du Plan de travail fédéral sur les activités de science et technologie nucléaires - EACL.

L’Initiative canadienne de recherche nucléaire (ICRN) des LNC est un programme qui vise à appuyer les projets de recherche sur les réacteurs avancés en collaboration avec des promoteurs tiers au Canada. L’objectif de ce programme est d’accélérer le déploiement de réacteurs avancés sûrs, sécuritaires, propres et rentables au Canada. Chaque année, l’ICRN lance un appel de propositions, et les LNC entreprennent des projets conjoints de R-D en fonction des résultats de l’examen de ces propositions. L’objectif de l’ICRN est de mettre les capacités techniques et l’expertise des LNC à la disposition de la communauté des réacteurs avancés afin de lui fournir le soutien technique nécessaire pour faire progresser le déploiement de ces réacteurs au Canada. Voici des exemples de domaines d’intérêt dans le cadre de l’appel de propositions de 2021 de l’ICRN à l’égard des réacteurs avancés : Combustibles avancés, matériaux avancés et chimie, sûreté des réacteurs et mise au point et essais de composants.

D.5 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 en matière 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 généraux en matière de recherche, lesquels sont alignés sur ses DSR. En voici quelques exemples :

• Gestion de la performance humaine
• Analyse de la sûreté
• Conception matérielle (y compris les nouvelles technologies)
• 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 ainsi que des gouvernements canadiens et étrangers, par exemple :

• UNENE
• AIEA
  • Leçons génériques retenues de l’expérience internationale sur le vieillissement
  • Examen des aspects liés à la sûreté de la manutention de l’eau traitée par les SPTL à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi
  • Forum de l’AIEA pour les organismes de réglementation des petits réacteurs modulaires
  • Section de la sûreté des événements externes
• AEN de l’OCDE
  • Programme sur l’expérience d’exploitation, la dégradation et le vieillissement des composants
  • Projet d’événements de défaut d’arc de haute intensité
  • Soutien à la phase V du Projet d’échange de données sur les registres d’incendies de l’OCDE
  • Soutien à la phase VIII du Projet de base de données internationale sur les défaillances de cause commune
  • Projet Halden HTO (organisation humain-technologie)
• 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 répartis en fonction de 11 objectifs de recherche.

D.6 Forum international Génération IV

En 2001, 10 pays, dont le Canada, ont mis sur pied le Forum international Génération IV (GIF) afin de collaborer à la mise au point de la prochaine génération de systèmes d’énergie nucléaire, qui constitueront une source d’énergie fiable, vendue à des prix concurrentiels et produite de façon sûre et durable. À l’heure actuelle, le GIF rassemble 13 pays (Afrique du Sud, Argentine, Australie, Brésil, Canada, Chine, Corée, États-Unis, France, Japon, Royaume-Uni, Russie et Suisse) ainsi que l’Euratom (qui représente les 28 pays membres de l’Union européenne) en vue de coordonner la R-D à l’égard des systèmes de génération IV.

L’Accord-Cadre sur la collaboration internationale en matière de recherche et de développement des systèmes d’énergie nucléaire de génération IV (Accord-Cadre), qui a un statut de traité, a été signé en 2005. En 2016, l’Accord-Cadre a été renouvelé pour 10 ans par les 11 membres actifs du GIF.

Aux termes de l’Accord-Cadre, RNCan est l’agent d’exécution désigné pour le compte du gouvernement du Canada. Au Canada, sur le plan constitutionnel, l’énergie nucléaire relève de la compétence du gouvernement fédéral. Le rôle de RNCan englobe la R-D ainsi que la réglementation des matières et des activités nucléaires au Canada. Le ministère favorise le développement durable et l’utilisation responsable des ressources naturelles. Il est chargé d’assurer l’avenir énergétique du Canada grâce à l’élaboration de politiques et de programmes qui améliorent le bien-être économique et environnemental de la population canadienne.

En 2006, RNCan a officiellement accepté 2 arrangements-système, l’un pour le réacteur refroidi à l’eau supercritique (RESC) et l’autre pour le réacteur à très haute température (RTHT). RNCan s’est retiré de l’arrangement-système pour le RTHT en 2012 en raison de la modification des priorités du programme à ce moment; toutefois, il a continué d’adhérer à l’arrangement-système pour le RESC, et a signé (DG DRE) le renouvellement pour 10 ans de cet arrangement-système en 2016.

RNCan a désigné Terrestrial Energy (TEI) aux fins de participation au comité directeur provisoire du système responsable de l’arrangement-système pour le réacteur à sels fondus (RSF) en 2018. TEI a officiellement adhéré au protocole d’entente visant le RSF en 2019. En 2020, RNCan a mené des consultations auprès de diverses parties intéressées canadiennes pour explorer les occasions de participation aux activités du GIF qui favoriseraient les efforts déployés par le Canada en matière de R-D relative aux PRM. À la suite de ces consultations, en 2021, le Canada a à nouveau adhéré à l’arrangement-système pour le RTHT.

Appendice E
Description de l’évaluation par la CCSN du rendement des centrales nucléaires

Le système de cote de la CCSN se fonde sur les renseignements provenant des activités de réglementation pour évaluer et résumer le rendement des titulaires de permis de centrales nucléaires et d’autres titulaires de permis par rapport aux 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR). La CCSN utilise 3 catégories de cote :

SA

Satisfaisant

IA

Inférieur aux attentes

IN

Inacceptable

Les définitions de ces cotes sont les suivantes :

Satisfaisant – Le titulaire de permis répond à tous les critères suivants :

• Le rendement respecte les attentes du personnel de la CCSN.
• Les cas de non-conformité ou les problèmes de rendement du titulaire de permis, le cas échéant, ne représentent pas un risque élevé.
• Tout cas de non-conformité ou problème de rendement est, ou a été, adéquatement corrigé.

Inférieur aux attentes – Un ou plusieurs des critères suivants s’appliquent :

• Le rendement ne répond pas aux attentes du personnel de la CCSN.
• Le titulaire de permis présente un ou plusieurs cas de non-conformité ou problèmes de rendement à risque élevé.
• Les cas de non-conformité ou problèmes de rendement ne sont pas adéquatement corrigés.

Inacceptable – L’un ou l’autre des critères suivants, ou les 2, s’appliquent :

• Le risque associé à un cas de non-conformité ou un problème de rendement est déraisonnable.
• Il existe au moins 1 cas de non-conformité ou problème de rendement présentant un risque élevé qui n’est pas assorti d’une mesure corrective.

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. Ce rapport comprend les installations de gestion des déchets qui se trouvent sur le même site que les centrales nucléaires. Le Rapport de surveillance réglementaire des sites de 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. Les activités comprennent des inspections (inspections de type I ou II, examens documentaires et inspections sur le terrain), des évaluations techniques de la conformité des documents soumis par les titulaires de permis ainsi que de la surveillance.

Dans le rapport, le système de cote est utilisé pour résumer les évaluations du rendement en matière de sûreté de chaque centrale nucléaire par rapport aux DSR. 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, le rapport 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. Le tableau E.2 compare les facteurs de sûreté de l’AIEA aux DSR.

Tableau E.1 : Domaines fonctionnels, DSR et domaines particuliers de la CCSN

Domaine fonctionnel	DSR	Domaine particulier
Gestion	Système de gestion	Système de gestion
Gestion	Système de gestion	Organisation
Gestion	Système de gestion	Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
Gestion	Système de gestion	Expérience d’exploitation (OPEX)
Gestion	Système de gestion	Gestion du changement
Gestion	Système de gestion	Culture de sûreté
Gestion	Système de gestion	Gestion de la configuration
Gestion	Système de gestion	Gestion des documents
Gestion	Système de gestion	Gestion des entrepreneurs
Gestion	Système de gestion	Continuité des activités
Gestion	Gestion de la performance humaine	Programme de performance humaine
Gestion	Gestion de la performance humaine	Formation du personnel
Gestion	Gestion de la performance humaine	Accréditation du personnel
Gestion	Gestion de la performance humaine	Organisation du travail et conception des tâches
Gestion	Gestion de la performance humaine	Aptitude au travail
Gestion	Conduite de l’exploitation	Réalisation des activités autorisées
Gestion	Conduite de l’exploitation	Procédures
Gestion	Conduite de l’exploitation	Rapport et établissement de tendances
Gestion	Conduite de l’exploitation	Rendement de la gestion des arrêts
Gestion	Conduite de l’exploitation	Paramètres d’exploitation sûre
Gestion	Conduite de l’exploitation	Gestion des accidents graves et rétablissement
Gestion	Conduite de l’exploitation	Gestion des accidents et rétablissement
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse des dangers
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Étude probabiliste de sûreté
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse de la criticité
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse des accidents graves
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)
Installations et équipement	Conception matérielle	Gouvernance de la conception
Installations et équipement	Conception matérielle	Caractérisation du site
Installations et équipement	Conception matérielle	Conception de l’installation
Installations et équipement	Conception matérielle	Conception des structures
Installations et équipement	Conception matérielle	Conception des systèmes
Installations et équipement	Conception matérielle	Conception du combustible
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Aptitude fonctionnelle de l’équipement/performance de l’équipement
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Entretien
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Intégrité structurale
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Gestion du vieillissement
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Contrôle chimique
Installations et équipement	Aptitude fonctionnelle	Inspections et essais périodiques
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Application du principe ALARA
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Contrôle des doses aux travailleurs
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Rendement du programme de radioprotection
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Contrôle des dangers radiologiques
Principaux processus de contrôle	Santé et sécurité classiques	Rendement
Principaux processus de contrôle	Santé et sécurité classiques	Pratiques
Principaux processus de contrôle	Santé et sécurité classiques	Sensibilisation
Principaux processus de contrôle	Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Principaux processus de contrôle	Protection de l’environnement	Système de gestion de l’environnement
Principaux processus de contrôle	Protection de l’environnement	Protection des personnes
Principaux processus de contrôle	Protection de l’environnement	Évaluation et surveillance
Principaux processus de contrôle	Protection de l’environnement	Évaluation des risques environnementaux
Principaux processus de contrôle	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence classique
Principaux processus de contrôle	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
Principaux processus de contrôle	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’incendie
Principaux processus de contrôle	Gestion des déchets	Caractérisation des déchets
Principaux processus de contrôle	Gestion des déchets	Minimisation des déchets
Principaux processus de contrôle	Gestion des déchets	Pratiques de gestion des déchets
Principaux processus de contrôle	Gestion des déchets	Plans de déclassement
Principaux processus de contrôle	Sécurité	Installations et équipement
Principaux processus de contrôle	Sécurité	Arrangements en matière d’intervention
Principaux processus de contrôle	Sécurité	Pratiques en matière de sécurité
Principaux processus de contrôle	Sécurité	Entraînements et exercices
Principaux processus de contrôle	Sécurité	Cybersécurité
Principaux processus de contrôle	Garanties et non-prolifération	Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
Principaux processus de contrôle	Garanties et non-prolifération	Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
Principaux processus de contrôle	Garanties et non-prolifération	Renseignements sur les opérations et la conception
Principaux processus de contrôle	Garanties et non-prolifération	Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
Principaux processus de contrôle	Garanties et non-prolifération	Importations et exportations
Principaux processus de contrôle	Emballage et transport	Conception et entretien des colis
Principaux processus de contrôle	Emballage et transport	Emballage et transport
Principaux processus de contrôle	Emballage et transport	Enregistrement aux fins d’utilisation

Tableau E.2 : Comparaison des facteurs de sûreté de l’AIEA aux DSR de la CCSN

Facteur de sûreté de l’AIEA	DSR 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 SSG-25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants de l’AIEA.

Annexe 7.2(i)a) Processus d’élaboration de règlements de la CCSN

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.

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 incidences potentielles 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. En fonction 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 du ministère de la Justice du Canada la teneur attendue du règlement.

Simultanément, la CCSN documente l’analyse et la justification du règlement et la manière dont les facteurs suivants sont pris en compte :

• l’incidence potentielle de la réglementation sur la santé, la sûreté et la sécurité, l’environnement ainsi que le bien-être économique et social de la population canadienne, y compris l’incidence en fonction des sexes plus
• les coûts ou les économies pour le gouvernement, les entreprises ou la population canadienne 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 et sur les affaires étrangères du Canada
• le niveau d’intérêt, l’opinion et l’appui des parties affectées
• l’incidence sur les Nations et communautés autochtones et sur les traités modernes

Les projets de règlements font l’objet d’une série d’approbations internes par la CCSN et Ressources naturelles Canada (RNCan) avant leur présentation au ministre des Ressources naturelles. Le ministre les soumet au Conseil du Trésor aux fins d’approbation en vue de leur 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 l’ensemble de la population canadienne ait 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 doit recommander 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 identifié par la mention « 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 de l’ensemble du cycle de vie, allant 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 du secteur ainsi que les normes et guides internationaux, comme ceux publiés par l’AIEA. 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 PRM ou à toute technologie de réacteur de puissance (autre qu’un réacteur 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 mise sur 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 formuler 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 qui revêtent un intérêt pour les installations dotées de réacteurs (centrales nucléaires existantes et PRM). 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, sous forme de manuels des conditions de permis (MCP). On procède actuellement à l’incorporation dans les MCP de bon nombre des nouveaux REGDOC et des nouvelles normes du Groupe CSA figurant au tableau. Certains documents mentionnés dans le tableau sont 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 dresse également la liste des normes de l’AIEA qui servent de référence aux REGDOC et normes du Groupe CSA.

Modifications du cadre de réglementation pour tenir compte des petits réacteurs modulaires

Durant la période de référence, la CCSN a poursuivi ses efforts visant à ce que le cadre de réglementation soit propice à toute demande de permis 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. Parmi les documents d’application de la réglementation élaborés ou révisés récemment, notons 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 installation dotée de réacteurs et le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire. Ces documents d’application de la réglementation 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 a élaboré 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 REGDOC 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 du cadre de réglementation de la CCSN et normes du Groupe CSA relatifs aux centrales nucléaires

Les tableaux qui suivent présentent les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui s’appliquent aux centrales nucléaires dans le contexte de la CSN. Bien que des versions antérieures de ces documents puissent encore s’appliquer à certaines centrales nucléaires, aux fins de simplification, le présent tableau ne comprend que les documents et versions les plus récents. Certains des plus récents documents ou versions ne sont pas encore mis en œuvre par les titulaires de permis de centrales nucléaires puisqu’une période de transition est généralement nécessaire pour aligner les programmes et autres mesures de sûreté et de réglementation sur les nouveaux documents. Le tableau est ventilé en fonction des DSR de la CCSN; il convient toutefois de noter que certains DSR ne s’inscrivent pas dans la portée de la CSN. Ainsi, il n’inclut pas tous les documents d’application de la réglementation de la CCSN et normes du Groupe CSA considérés pertinents pour les demandeurs et titulaires de permis de centrales nucléaires. La dernière colonne dresse la liste des documents cités en référence dans chaque document d’application de la réglementation ou norme, mais il convient de noter que de nombreux autres documents de l’AIEA figurent dans les normes et documents d’application de la réglementation canadiens en tant que ressources additionnelles.

No de documentNote de bas de page 19	Titre du document	Documents de l’AIEA cités en référence
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº NS-R-3 (Rév. 1) de l’AIEA
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.2
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº SSG-9
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.5
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.6
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Guide de sûreté particulier nº SSG-18
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº SSG-21
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.1
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº GSR Partie2
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.1
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.5
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	TECDOC-1657
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº GS-R-2
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs, version 1.2 (2022)	Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.8
REGDOC-1.1.2	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une installation dotée de réacteurs, version 2 (2022)	Guide de sûreté nº GS-G-3.5
REGDOC-1.1.3	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire, version 1.2 (2022)	N/A
REGDOC-1.1.5	Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires (2019)	N/A
N290.19	Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires (2018)	INSAG-10
N290.19	Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires (2018)	SSG-4
REGDOC-2.1.1	Système de gestion (2019)	GSR Partie 2
REGDOC-2.1.1	Système de gestion (2019)	TECDOC-1169
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Rapports de sûreté nº 83
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Normes de sûreté nº SF-1
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Normes de sûreté nº GSR Partie 1
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Normes de sûreté nº GSR Partie 2
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.5
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.4
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Rapport du Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire INSAG-24
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Rapport du Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire INSAG-15
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Rapports de sûreté nº 11
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Circulaire d’information 274, Rév. 1, Mod. 1
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Sécurité nucléaire nº 7
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	TECDOC-1801
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Sécurité nucléaire nº 20
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Sécurité nucléaire nº 13
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	Collection Sécurité nucléaire nº 14
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	NEI 09-07, révision 1
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté (2018)	TECDOC-1329
N286-12	Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires (2012)	N/A
N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires (2016)	TECDOC-1740
N286.10	Gestion de la configuration des installations de réacteurs à haute puissance (2016)	N/A
Série N299	Série de normes sur les exigences relatives aux programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires	INSAG-15
Série N299	Série de normes sur les exigences relatives aux programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires	Collection Normes de sûreté nº GS-G-3.5
Série N299	Série de normes sur les exigences relatives aux programmes d’assurance de la qualité visant la fourniture de produits et de services destinés aux centrales nucléaires	TECDOC-1329
N299.1	Catégorie 1 (2019)	N/A
N299.2	Catégorie 2 (2019)	N/A
N299.3	Catégorie 3 (2019)	N/A
N299.4	Catégorie 4 (2019)	N/A
REGDOC-2.2.1	Facteurs humains (2019)	N/A
REGDOC-2.2.2	La formation du personnel, version 2 (2016)	N/A
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel : Responsables de la radioprotection (2014)	N/A
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires (2019)	N/A
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail : Gérer la fatigue des travailleurs (2017)	N/A
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	GSR Partie I (Rév.1)
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	NS-R-2
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	GS-G-1.3
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	GS-G-1.2
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	NS-G-2.4
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 3 (2021)	NS-G-2.8
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire (2018)	N/A
REGDOC-2.2.5	Effectif minimal (2019)	N/A
REGDOC-2.3.1	Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service (2016)	Guide de sûreté particulier nº SSG-28
REGDOC-2.3.1	Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service (2016)	Guide de sûreté nº NS-G-2.3
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.15, STI/PUB/1376
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Guide de sûreté nº NS-G-2.15, STI/PUB/1376
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Collection Rapports de sûreté nº 32, STI/PUB/1167
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Collection Services nº 9, IAEA-SVS-09
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	Prescriptions de sûreté nº SSR-2/2
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	INSAG-10
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	INSAG-12, 75-INSAG-3 Rév. 1
REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents, version 2 (2015)	TECDOC-1440
REGDOC-2.3.3	Bilans périodiques de la sûreté (2015)	Guide de sûreté particulier nº SSG-25
REGDOC-2.3.3	Bilans périodiques de la sûreté (2015)	Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1
REGDOC-2.3.3	Bilans périodiques de la sûreté (2015)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.10
N290.15	Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires (2019)	N/A
REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté (2014)	Collection Rapports de sûreté nº 55
REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté (2014)	Collection Normes de sûreté nº NS-R-4
REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté (2014)	Collection Normes de sûreté nº SSG-2
REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté (2014)	Collection Normes de sûreté nº GSR Partie 4
REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour une installation dotée de réacteurs (2022)	Norme de sûreté SSG-3
REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour une installation dotée de réacteurs (2022)	Norme de sûreté SSG-4
REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour une installation dotée de réacteurs (2022)	Principes fondamentaux de sûreté nº SF-1
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire, version 1.1 (2020)	Norme de sûreté SSR-4
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire, version 1.1 (2020)	Norme de sûreté SSG-6
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire, version 1.1 (2020)	Collection Normes de sûreté nº GS-R-2
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire, version 1.1 (2020)	Collection Normes de sûreté nº SSR-6, Rév. 1
N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception (2016)	TECDOC-1740
N290.16	Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (2016)	INSAG-10
N290.16	Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (2016)	Collection Énergie nucléaire nº NW-T-2.7
N290.16	Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (2016)	Collection Normes de sûreté nº 98
N290.17	Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (2017)	Norme de sûreté SSG-3
N290.17	Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (2017)	Norme de sûreté SSG-4
N290.17	Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (2017)	TECDOC-1804 Collection Normes de sûreté no SSG-3
N290.17	Études probabilistes de sûreté pour les centrales nucléaires (2017)	Collection Normes de sûreté nº SSG-4
N290.18	Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires (2017)	Collection Rapports de sûreté nº 57
N290.18	Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires (2017)	Collection Normes de sûreté nº SSG-25
N290.18	Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires (2017)	TECDOC-1740
REGDOC-2.5.1	Considérations générales liées à la conception : Facteurs humains (2019)	N/A
REGDOC-2.5.2	Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires (2014)	N/A
RD-367	Conception des installations dotées de petits réacteurs (2011)	Identique au REGDOC-2.5.2 ci-dessus
N290.13	Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires (2018)	N/A
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)	N/A
N287.1	Exigences générales relatives aux enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2014)	N/A
N287.2	Exigences relatives aux matériaux des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2017)	N/A
N287.3	Exigences relatives à la conception des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2014)	N/A
N287.4	Exigences relatives à la construction, à la fabrication et à l’installation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2019)	N/A
N287.5	Exigences relatives aux vérifications et aux essais des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2020)	N/A
N287.6	Exigences relatives aux essais préopérationnels de pressurisation et de débit de fuite des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2022)	N/A
N291	Exigences relatives aux enceintes liées à la sûreté nucléaire (2019)	N/A
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.6
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.13
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	Collection Rapports de sûreté (SRS) nº 28
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	Guide de sûreté particulier nº SSG-25
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	Collection Rapports de sûreté nº SR-66
N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2018)	TECDOC-1333
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.5
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-3.6
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº SSG-9
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº SSG-21
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	TECDOC-1796
N289.2	Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires (2021)	TECDOC-CD-1833
N289.3	Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2020)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.6
N289.3	Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2020)	Collection Normes de sûreté nº SSG-9
N289.3	Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires (2020)	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 (2022)	N/A
N289.5	Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires (2012)	N/A
Collection N290.0/N290.2	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires (2017) Exigences applicables aux circuits de refroidissement d’urgence du cœur des centrales nucléaires (2017)	NS-G-1.11
Collection N290.0/N290.1	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires (2011) Exigences relatives aux systèmes d’arrêt des centrales nucléaires (2013)	N/A
Collection N290.0/N290.3	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires (2011) Exigences applicables au système de confinement des centrales nucléaires (2016)	N/A
N290.4	Exigences relatives aux systèmes de contrôle des réacteurs des centrales nucléaires (2011)	N/A
N290.5	Exigences relatives aux systèmes d’alimentation électrique et en air d’instrumentation des centrales nucléaires CANDU (2016)	N/A
N290.6	Exigences relatives à la surveillance et à l’affichage des fonctions de sûreté d’une centrale nucléaire au moment d’un accident (2016)	NP-T-3.16
N290.11	Exigences relatives à la capacité d’évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires (2021)	N/A
N290.14	Qualification des matériels numériques et logiciels utilisés dans les utilisations d’instrumentation et de commande des centrales nucléaires (2015)	N/A
N290.12	Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires (2014)	N/A
REGDOC-2.6.1	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires (2017)	TECDOC-524
REGDOC-2.6.2	Programmes d’entretien des centrales nucléaires (2017)	N/A
REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement (2014)	Collection Normes de sûreté, Guide de sûreté nº NS-G-2.12
REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement (2014)	Collection Rapports de sûreté nº 57
REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement (2014)	Collection Normes de sûreté, Guide de sûreté particulier nº SSG-25
REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement (2014)	Collection Rapports de sûreté nº 82
N285.4	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2019)	N/A
N285.5	Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU (2018)	N/A
N285.7	Inspection périodique des systèmes et des composants complémentaires des centrales nucléaires CANDU (2015)	TECDOC-1511
N285.8	Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (2021)	N/A
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 (2017)	N/A
N287.8	Gestion du vieillissement des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2015)	Collection Rapports de sûreté nº 57
N287.8	Gestion du vieillissement des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2015)	Guide de sûreté NS-G-2.12
N287.8	Gestion du vieillissement des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires (2015)	TECDOC-1025
N290.8	Spécifications techniques visant les composants de centrales nucléaires (2015)	N/A
N290.9	Programmes de fiabilité et d’entretien des centrales nucléaires (2019)	N/A
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	TECDOC-1740
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	Collection Rapports de sûreté nº 57
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	Collection Rapports de sûreté nº 82
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	Collection Normes de sûreté nº SSG-25
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	Collection Normes de sûreté nº SSG-48
N290.20	Exigences relatives à la gestion du vieillissement des centrales nucléaires	Collection Normes de sûreté nº SSR-2/2 (Rév. 1)
REGDOC-2.7.1	Radioprotection (2021)	N/A
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle (2021)	TECDOC-1162
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle (2021)	Collection Normes de sûreté nº 114
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle (2021)	Collection Rapports de sûreté nº 37
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome II : Exigences techniques et relatives aux systèmes de gestion pour les services de dosimétrie (2020)	N/A
REGDOC-2.8.1	Santé et sécurité classiques (2019)	N/A
Z1000	Gestion de la santé et de la sécurité au travail (2014)	N/A
REGDOC-2.9.1	Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.2 (2020)	N/A
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	Collection Rapports de sûreté nº 19
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	Collection Normes de sûreté nº 50-5G-59
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	TECDOC-857
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	TECDOC-964
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	Collection Rapports techniques nº 364
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	Collection Rapports techniques nº 422
N288.1	Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires (2020)	Collection Rapports techniques nº 472
N288.2	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 (2019)	Guide de sûreté nº NS-G-3.2
N288.2	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 (2019)	Guide de sûreté nº 50-P-12
N288.2	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 (2019)	Guide de sûreté nº GS-G-2.1
N288.2	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 (2019)	Guide de sûreté nº GS-R-2
N288.2	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 (2019)	GSR Partie 7
N288.2	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 (2019)	TECDOC-955
N288.2	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 (2019)	TECDOC-1200
N288.3.4	Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires (2013)	N/A
N288.4	Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2019)	AQ 48
N288.4	Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2019)	Collection Normes de sûreté nº RS-G-1.2
N288.5	Programmes de surveillance des effluents et des émissions aux installations nucléaires (2022)	N/A
N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium (2022)	Collection Rapports de sûreté nº 21
N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium (2022)	Collection Rapports techniques nº 332
N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium (2022)	Collection Rapports techniques nº 472
N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires et aux mines et usines de concentration d’uranium (2022)	Collection Rapports techniques nº 479
N288.7	Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (2015)	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)	N/A
N288.9	Ligne directrice pour la conception de programmes de captage et d’entraînement des poissons dans les installations nucléaires (2018)	N/A
REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 (2016)	Collection Normes de sûreté GS-R-2
REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 (2016)	Collection Normes de sûreté GS-G-2.1
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection INSAG nº 10
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection INSAG nº 12
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection Rapports de sûreté nº 10
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection Rapports de sûreté nº 46
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-1.7
N293-12	Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)	Collection Normes de sûreté nº NS-G-2.1
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	EPR-Exercise (exercice visant à mettre à l’épreuve la préparation et l’intervention en cas d’urgence, 2005)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	EPR-Public Communication, Communication avec le public en situation d’urgence nucléaire ou radiologique (2012)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	EPR-Public Communication Plan (plan de communications avec le public en situation d’urgence nucléaire ou radiologique, 2015)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	EPR-Method, Méthode d’élaboration de mesures d’intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique (2003)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	EPR-NPP Public Protective Actions (mesures de protection du public, 2013)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	IAEA-SVS-12 (Rév. 1) (2016)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	Glossaire de sûreté (2018)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	Guide de sûreté GS-G-2.1 (2007)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº GSG-11 (2018)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	Guide général de sûreté GSG-13 (2018)
N1600	Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires (2021)	Collection Normes de sûreté nº GSR Partie 7 (2015)
REGDOC-3.1.1	Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2 (2016)	N/A
REGDOC-3.2.1	L’information et la divulgation publiques (2018)	N/A
REGDOC-3.2.2	Mobilisation des Autochtones, version 1.2 (2022)	N/A
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 2.1 (2022)	N/A
REGDOC-3.5.2	Conformité et application de la loi : Sanctions administratives pécuniaires, version 2 (2015)	N/A
REGDOC-3.5.2	Conformité et application de la loi, tome II : Ordres donnés en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (2019)	N/A
REGDOC-3.5.3	Principes fondamentaux de réglementation, version 2.1 (2022)	N/A
REGDOC-3.5.4	Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation (2018)	N/A

Annexe 7.2(iii)b) Renseignements sur la vérification de la conformité

Le tableau ci-dessous énonce certains des systèmes et domaines d’activités de vérification visés par les inspections de type II et les inspections sur le terrain aux centrales nucléaires en exploitation.

Processus et fonctions

• 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

Installations et équipement

• Salle de commande
• Bâtiment du réacteur
• Bâtiment de la turbine
• Salle des batteries
• Salle de l’équipement de commande
• Enceintes 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 8.1b) Renseignements organisationnels de la CCSN

Cinq directions générales de la CCSN rendent des comptes directement à la présidente : Affaires juridiques et de la Commission, Réglementation des opérations, Soutien technique, Affaires réglementaires et Services de gestion. La Direction générale de la réglementation des opérations et la Direction générale du soutien technique sont décrites à l’alinéa 8.1b), alors que les directions générales du soutien technique, des affaires réglementaires et des services de gestion sont décrites ci-dessous. Outre ces 5 directions générales, la Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique (DAIEE) rend également des comptes à la présidente de la CCSN. Sa fonction d’évaluation est décrite à l’alinéa 8.1e), alors que ses services en matière de valeurs et d’éthique sont décrits ci-après.

Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique (DAIEE) – Valeurs et éthique

La fonction de valeurs et éthique au sein de la DAIEE permet d’administrer 5 programmes internes liés à l’éthique qui appuient directement ou indirectement l’autonomie en matière de réglementation :

• Le Programme des valeurs et de l’éthique offre aux employés des services-conseils et de la formation pour favoriser un processus décisionnel 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 en toute bonne foi ou témoignent dans des dossiers de divulgation en vertu de la Loi sur la protection des fonctionnaires divulgateurs d’actes répréhensibles.
• Le Programme des conflits d’intérêts et de 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 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 Programme de surveillance et de gestion des risques de fraude permet de veiller à ce que la CCSN dispose de contrôles efficaces pour prévenir, détecter et contrer les risques de fraude.

La DAIEE gère également les plaintes faites par des entités ne faisant pas partie de la CCSN pour s’assurer qu’un organisme neutre au sein de celle-ci surveille les processus d’enquête et de règlement.

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 (y compris la Direction de la réglementation des centrales nucléaires) et de la Direction générale des affaires réglementaires. Son appui prend la forme d’une expertise-conseil pour l’application des programmes de réglementation, d’examens des documents soumis par les titulaires de permis de centrales nucléaires, de la participation aux inspections et d’une aide à l’élaboration des 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 communique également des renseignements et des expériences techniques et scientifiques aux 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 4 directions suivantes :

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

La Direction de l’évaluation et de l’analyse compte des spécialistes dans les domaines suivants : la chimie, le combustible nucléaire, la physique des réacteurs, l’ingénierie (électrique, matériaux, mécanique, métallurgique, nucléaire, civile/structure et systèmes), la conception, la gestion du vieillissement, l’entretien, la qualification de l’équipement, la protection-incendie, la robustesse, la conception technique sur le plan de la vulnérabilité et les analyses de la sûreté, y compris les analyses déterministes de la sûreté, les études probabilistes de sûreté et les analyses des dangers. Elle comprend les 6 divisions suivantes :

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

La Direction de la gestion de la sûreté compte des spécialistes 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 4 divisions suivantes :

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

La Direction de l’évaluation et de la protection environnementales et radiologiques compte des spécialistes dans les domaines suivants : l’évaluation environnementale et l’évaluation d’impact, 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 5 divisions suivantes :

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

La Direction de la sécurité et des garanties compte des spécialistes dans le domaine suivant : la gestion et l’intervention 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 dispose également d’une expertise en matière de sécurité nucléaire, d’importation et d’exportation de substances, d’équipement et d’appareils nucléaires, de garanties et de non-prolifération. Elle comprend les 4 divisions suivantes :

• Division de la sécurité nucléaire
• Division des programmes de gestion des urgences
• Division de la non-prolifération et des contrôles à l’exportation
• 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 à l’échelle de l’organisation (p. ex., la préparation de rapports à l’intention du Parlement), ainsi que de l’évaluation de la capacité de la CCSN à remplir de manière efficace et efficiente 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’organisme. 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.

Annexe 9c) Programmes d’information publique des demandeurs et titulaires de permis de centrales nucléaires

La disponibilité et la clarté de l’information portant sur les activités nucléaires sont essentielles pour établir un climat d’ouverture, de transparence et de confiance entre le demandeur ou titulaire de permis et le public.

Les programmes d’information et de divulgation publiques 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 Nations et communautés autochtones.

Ces programmes 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., principaux changements aux opérations, rapports périodiques de rendement environnemental) et les échéances connexes.

Chaque titulaire de permis s’efforce de tenir ses publics cibles informés de ses activités actuelles et futures, de ses mesures de préparation aux situations d’urgence ainsi que de son engagement à l’égard de la sûreté, de la sécurité et de l’environnement. Il y parvient au moyen de la production et de la distribution de bulletins communautaires, de sessions portes ouvertes, de la mise à jour de son site Web, de la production de rapports sur les événements, de communiqués, de parrainage et de partenariats communautaires, de la mobilisation du public et des Autochtones, des médias sociaux et traditionnels, des relations gouvernementales, de la mobilisation des parties intéressées externes ainsi que des outils de communication avec les employés et retraités.

Au cours de la période de référence, Énergie NB, Bruce Power et OPG (Darlington) ont demandé des renouvellements ou modifications de permis pour leur permis d’exploitation d’un réacteur de puissance. Compte tenu de l’importance de ces demandes, des renseignements particuliers sur le renouvellement ou la modification de permis, y compris de l’information opérationnelle et scientifique, ont été communiqués au grand public et aux publics cibles.

Avant les renouvellements de permis, chaque titulaire de permis consulte le public, ses parties intéressées, ses publics cibles ainsi que les Nations et communautés autochtones par diverses méthodes que l’on a au préalable déterminées utiles pour les publics visés. Les sujets abordés incluent 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 réalise un examen complet de chaque programme d’information publique et organise des séances de mobilisation indépendantes afin de diffuser de l’information adaptée au public et aux collectivités visés par chaque renouvellement de permis. À leur tour, le grand public et les publics cibles ont l’occasion de rencontrer directement la CCSN.

Les programmes d’information et de divulgation publiques des titulaires de permis de centrale nucléaire doivent comprendre les éléments suivants :

• des objectifs
• l’identification du public cible
• le suivi de l’opinion du public et des médias
• une stratégie et des produits d’information publique
• un protocole de divulgation publique
• la notification de divulgation publique à la CCSN
• un processus d’évaluation et d’amélioration du programme
• des documents et des registres
• des coordonnées

Les stratégies et produits d’information publique des programmes des titulaires de permis comprennent généralement ce qui suit :

• des bulletins à l’intention des collectivités envoyés directement aux foyers et aux entreprises
• de la publicité dans les journaux locaux
• des mises à jour régulières fournies aux administrations municipales et aux gouvernements provinciaux et fédéraux
• un centre des visiteurs interactif
• des séances portes ouvertes annuelles sur le rendement opérationnel
• un programme d’affaires autochtones
• des communications avec les employés
• un site Web et des comptes de médias sociaux informatifs
• des séances d’information régulières sur des sujets d’intérêt pour le public
• un sondage auprès du public et groupes de discussion visant à solliciter l’opinion publique
• des 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 de référence.

Durant la période de référence, Bruce Power :

• a consulté les Nations et communautés autochtones dont les droits ancestraux ou issus des traités pourraient être directement affectés par l’exploitation de la centrale nucléaire
• a 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
• a offert gratuitement au public (avant le début de la pandémie) des visites du site en autobus durant l’été (en 2019, plus de 6 200 personnes ont profité de l’initiative pour visiter le centre des visiteurs de Bruce Power et en apprendre davantage sur l’énergie nucléaire avant de visiter le site en autobus; le programme, qui en est à sa cinquième année, attire des touristes estivaux de l’ensemble du Canada et du monde entier)
• a diffusé son bulletin mensuel sur son site Web
• a continué d’investir dans des programmes de soutien à la collectivité locale (p. ex., santé et bien-être, développement des jeunes)
• a mené des sondages provinciaux et régionaux réguliers de l’opinion publique afin de mesurer scientifiquement le soutien à l’égard de divers domaines clés
• a 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
• a fait le point sur diverses initiatives sur le site, y compris l’arrêt aux fins de remplacement de composants majeurs visant la tranche 6, l’objectif de carboneutralité et les augmentations de puissance en raison d’améliorations sur le plan de l’efficience des turbines
• a fait le point à l’intention du public sur les inspections des tubes de force lors desquelles on a découvert les concentrations élevées d’hydrogène
• a organisé, de concert avec des représentants des autorités sanitaires locales, des sessions portes ouvertes virtuelles à l’intention des collectivités voisines afin de fournir des renseignements sur la COVID-19
• a appuyé des collectivités en organisant des cliniques « Hockey Hub » de vaccination contre la COVID-19 et en mettant sur pied des centres de rétablissement dans les collectivités les plus affectées

Durant la période de référence à Darlington, OPG :

• a distribué au moins 3 fois par année dans 100 000 foyers et entreprises à Clarington et à Oshawa un bulletin à l’intention de la collectivité, « Neighbours », lequel est aussi disponible en ligne
• a fourni des mises à jour régulières aux administrations municipales locales, aux organismes communautaires et aux entreprises locales
• a 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
• a tenu des réunions régulières avec les Nations et communautés autochtones locales sur les opérations de Darlington, les projets et les rapports environnementaux (mises à jour sur la réfection, rapport de mi-parcours du PNCND) ainsi que sur le programme Indigenous Opportunities in Nuclear d’OPG, un programme d’emploi et de formation pour les Autochtones dans le domaine nucléaire
• a diffusé de l’information sur les mesures à prendre en cas d’urgence nucléaire
• a offert un soutien aux initiatives communautaires par l’intermédiaire de son programme d’engagement social
• a diffusé de l’information au public par l’intermédiaire de son site Web et de son programme de médias sociaux (des dizaines de milliers de visiteurs chaque année sur son site Web, plus de 3 000 abonnés sur Instagram et plus de 1 200 abonnés sur Facebook)

Durant la période de référence, Énergie NB :

• a organisé des séances d’information publique à distance et en personne pour garder le public informé des activités, y compris le processus de renouvellement de permis et l’exercice intégré à pleine échelle d’intervention en cas d’urgence (Défi Synergy)
• a organisé des réunions avec des parties intéressées dans toute la province pour faire le point sur les activités à Point Lepreau
• a tenu des réunions communautaires avec les Nations et communautés 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 en vertu de la Loi sur les pêches, le renouvellement de permis et les opérations de la centrale nucléaire
• a appuyé l’association locale de naturalistes en donnant accès à la pointe et aux services à Point Lepreau afin de favoriser leurs activités et programmes d’observation des oiseaux migrateurs et d’étiquetage des papillons monarques
• a accueilli les Nations et communautés autochtones et les membres du public à Point Lepreau pour leur permettre de participer aux initiatives de protection de l’environnement et d’en apprendre davantage à ce sujet
• a participé à des réunions mensuelles avec les représentants autochtones du Nouveau-Brunswick pour discuter de ses activités et pour s’informer sur les intérêts et activités des membres des collectivités
• a fourni de l’information au public par l’intermédiaire de son site Web et des médias sociaux
• a distribué son bulletin trimestriel dans un rayon de 20 km de la centrale nucléaire et l’a affiché sur son site Web
• a 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
• a 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
• a appuyé les initiatives communautaires par l’intermédiaire de son programme d’engagement social
• a participé à des programmes éducatifs à l’intention des élèves, des jeunes et des étudiants des collèges et universités de la région
• a participé à des initiatives de sensibilisation commerciale et technique visant à promouvoir la science et la technologie
• a 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 de comprimés d’iodure de potassium à proximité de leurs centrales. Voir l’alinéa 16.1d) pour obtenir des renseignements supplémentaires.

Les Nations et communautés autochtones et les parties intéressées externes ont été informées que la CCSN avait reçu la demande de permis de Global First Power (au cours de la période de référence antérieure pour son projet à Chalk River). Des activités de relations externes et de consultation sont en cours conformément aux processus établis d’évaluation environnementale et d’autorisation de la CCSN. Tout au long de la période de référence, GFP a tenu plusieurs séances de discussion ouverte et séances portes ouvertes et a mobilisé directement diverses organisations autochtones et parties intéressées externes, y compris les membres des collectivités et les représentants élus.

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 actuel 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. 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. Dans sa politique de sûreté nucléaire, Bruce Power énonce son engagement à l’égard de la sûreté comme suit :

Bruce Power a à cœur de favoriser de saines cultures de sûreté et de sécurité nucléaires dans le cadre desquelles l’ensemble du personnel s’efforce d’adopter comme valeur « la sûreté avant tout », c’est-à-dire la surveillance de nos 4 piliers en matière de sûreté (sûreté du réacteur et sûreté industrielle, radiologique et environnementale), pour veiller à nous protéger entre nous et à protéger notre centrale, notre communauté et l’environnement. La sûreté des réacteurs constitue la priorité absolue. Nous promouvons la coopération et la communication des bonnes pratiques liées à la culture de sécurité nucléaire. De saines cultures de sûreté et de sécurité nucléaires contribuent à l’atteinte de l’excellence et de résultats organisationnels qui assurent un avenir sûr, fiable et sécuritaire.

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.

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 du personnel et du public.

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 à leur permettre de 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.

Les responsabilités du personnel 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.

Annexe 11.2a) Renseignements sur la formation et le nombre de travailleurs

Améliorations aux programmes de formation des titulaires de permis

Les paragraphes qui suivent résument certaines améliorations apportées par les titulaires de permis de centrales nucléaires à leurs programmes de formation durant la période de référence.

Compétences en leadership : Bruce Power

En 2019, Bruce Power a mis au point le programme de « leadership responsable » qui vise à renforcer l’efficacité du leadership des gestionnaires de première ligne et des gestionnaires de section. Ce programme obligatoire de 2 semaines est fondé sur les modèles d’excellence et de responsabilisation de Bruce Power, et permet aux participants, par des exemples, d’utiliser et de renforcer les modèles en collaboration avec leurs équipes. Tout au long du programme, les leaders principaux sont fortement mobilisés en tant que responsables de classe, conférenciers et mentors en vue de communiquer leurs expériences du leadership et leur connaissance des activités. Cette formation a permis aux participants de prendre exemple sur des comportements propices à une saine responsabilisation, d’articuler le lien entre le travail, les activités et l’atteinte de l’excellence, d’établir des attentes claires et de mieux harmoniser le travail interfonctionnel.

Compétences en entretien : Bruce Power

Les leaders de l’entretien de Bruce Power, en collaboration avec la division de la formation, ont incorporé des concepts de compétences techniques dans les pratiques quotidiennes, tant à la centrale que dans l’environnement de formation. Par conséquent, les techniciens en entretien ont démontré une meilleure compréhension des compétences techniques durant l’exécution des travaux, soulignée par le besoin moindre de refaire le travail et l’absence d’événements corrélatifs. Les principes fondamentaux de l’entretien et les outils de performance humaine sont intégrés à la formation initiale et continue, et la formation à l’égard des compétences techniques est donnée chaque trimestre. La preuve de la pratique à l’égard de l’état observé, avant et après, a été mise en œuvre dans le cadre de la formation continue en matière d’entretien pour chaque équipe responsable du rendement de l’équipement. Cette formation stimulera d’autres améliorations au programme.

Formation d’intégration : Bruce Power

Bruce Power a créé un emplacement vaste et unique pour l’intégration et a renforcé sa capacité en matière de perfectionnement des compétences ainsi que de vérification des compétences pour le personnel d’appoint. Un emplacement centralisé était nécessaire pour donner la formation de manière efficiente et efficace aux centaines de travailleurs d’appoint requis chaque mois pour appuyer les projets de prolongation de la durée de vie à long terme de Bruce Power. La formation fournie vise plusieurs domaines allant des compétences liées à la culture de sûreté nucléaire aux compétences plus pointues et pratiques, en passant par les compétences en matière de professionnalisme sur le plan nucléaire, de radioprotection et de performance humaine.

Réponse à la COVID-19 : Bruce Power

Les programmes de formation de Bruce Power ont été transformés en raison de la pandémie de COVID-19. Le nombre de personnes dans les classes a été fortement réduit en raison des exigences d’éloignement physique, ce qui ne permettait pas de maintenir les stratégies de formation classique en salle de cours. Une grande partie de la formation axée sur les connaissances est passée en mode de formation virtuelle ou d’apprentissage en ligne. Les méthodes d’apprentissage modernisées ont été bien accueillies par le personnel. Afin de maintenir le niveau de compétence du personnel, on a accordé la priorité, dans le contexte de l’apprentissage en personne, à la formation axée sur les compétences sur simulateur, en atelier ou en laboratoire, complétée au moyen de microleçons sur vidéo.

Gestion du changement sur le plan de la formation : Bruce Power

Compte tenu de la complexité et de la durée des projets de prolongation de la durée de vie à long terme, Bruce Power a créé une équipe de gestion des changements en matière de formation qui se consacre à cerner les exigences relatives à la formation pour des travaux de toutes portées. Chaque modification de la centrale est exécutée en tant que projet conformément au contrôle des modifications techniques. Ces modifications comprennent les changements physiques aux systèmes et composants de la centrale, les changements majeurs sur le plan de la conception ou de l’analyse qui ont une incidence sur les paramètres d’exploitation approuvés des systèmes et composants ainsi que les changements majeurs sur le plan des procédures qui ont une incidence sur le déroulement des opérations ou des activités d’entretien. L’équipe de gestion des changements en matière de formation coordonne toutes les fonctions, y compris l’analyse de tous les besoins de formation, dans l’ensemble des projets et des sections des divisions responsables de la formation, pour veiller à ce que les exigences relatives à la qualification et à la formation soient bien documentées dans la formulation des marchés, pour assurer une surveillance de la qualité de toute formation donnée par un fournisseur et pour surveiller les processus de contrôle des modifications en matière de formation et en rendre compte.

Simulateur d’installation d’extraction du tritium : Ontario Power Generation

Au cours de la période de référence, on a mis au point un nouveau simulateur d’installation d’extraction du tritium pour renforcer le programme de formation de l’exploitant. Le simulateur permet d’offrir un milieu de formation réaliste où les opérateurs peuvent être formés en fonction de normes semblables à celles auxquelles sont assujettis le personnel chargé de la manutention du combustible et le personnel accrédité des opérations. Il permet également de renforcer la compétence des opérateurs au moyen d’une formation « juste à temps » suivie avant les évolutions réalisées peu fréquemment.

Perfectionnement professionnel : Ontario Power Generation

Un nouveau système de gestion de l’apprentissage a été mis en œuvre en 2019; il offrait initialement au personnel un ensemble 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 le personnel peut utiliser pour établir un lien entre ses objectifs de perfectionnement et d’apprentissage.

Apprentissage adaptatif : Ontario Power Generation

OPG a intégré les principes d’apprentissage adaptatif dans un petit nombre de cours d’apprentissage en ligne. Le contenu du cours est adapté aux besoins de perfectionnement individuels; les personnes en formation disposent de différents niveaux d’études, de compétences, d’expérience et de connaissances, et l’apprentissage adaptatif permet de veiller à ce que la formation accorde à chaque objectif d’apprentissage l’attention approprié en fonction de chaque personne. Le programme pilote sera évalué aux fins d’adoption élargie dans la formation.

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 3 tâches : nettoyer des crépines sur le terrain, exécuter des manipulations dans une zone sous 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, faire preuve de réflexion et utiliser efficacement les outils de performance humaine de l’organisation.

Tout le personnel de la centrale nucléaire, en commençant par le vice-président sur le site et les 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 sur le terrain 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 RGSRN 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 RINCI stipule que chaque demandeur de permis de construction, d’exploitation ou de déclassement d’une installation nucléaire de catégorie I (p. ex., une centrale nucléaire) 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 l’installation.

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 (suffisamment de personnel qualifié) doit être présent en tout temps pour assurer l’exploitation sûre de la centrale nucléaire. Cela comprend un nombre suffisant de personnel qualifié pour assurer une capacité adéquate d’intervention en cas d’urgence. L’effectif minimal est précisé dans les documents soumis par le titulaire de permis dans le cadre de sa demande de permis.
• Suffisamment de titulaires des postes accrédités qui suivent doivent être présents en tout temps dans une centrale nucléaire. Cela variera 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 REGDOC-2.2.3, Accréditation des personnes qui travaillent dans des installations dotées de réacteurs.

Annexe 11.2 b) Processus de planification de l’effectif

Tous les titulaires de permis disposent 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 en cas d’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 à cet égard, de sondages sur les départs à la retraite, des compétences disponibles au sein de l’organisation et à l’extérieur de celle-ci ainsi que 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 une « 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.

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 2 fois par mois.

Cette expérience, ces connaissances et cet examen continu servent 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 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 12a) 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 (qui font l’objet de l’article 10) sont essentiels à cette approche hiérarchique. Une hiérarchie et des voies de communication claires sont établies afin que chacun des membres de l’organisation connaisse ses responsabilités à l’égard de la sûreté nucléaire. Sur le plan individuel, on met l’accent sur le dévouement et la responsabilisation de chaque personne qui participe à une activité ayant une incidence sur 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, les biens 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 les documents 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
• créer un environnement de travail où on encourage les personnes à formuler une rétroaction honnête et à signaler les erreurs sans craindre de représailles
• 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 autoévaluations 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 [LCE], 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 de la tâche, de l’exécution du travail et des activités de synthèse. 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 le personnel lorsque les gestionnaires et les superviseurs communiquent de la rétroaction sur la performance, que cette dernière respecte ou non les exigences.

Annexe 12e) Ingénierie des facteurs humains dans la conception et la modification de centrales nucléaires

Au sein du secteur nucléaire canadien, l’ingénierie des facteurs humains (IFH) 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’IFH 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 modifications lorsque des modifications sont apportées.

Dans les centrales nucléaires CANDU, on applique une approche rigoureuse d’IFH dans la conception des salles de commande principales, des zones de commande auxiliaires, des systèmes d’instrumentation et de contrôle, des systèmes de sûreté et des interfaces locales de terrain (p. ex., 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, de même que pour la conception des structures, systèmes et composants (SSC) visant les essais, l’inspection, l’entretien, la manutention du combustible, le transport et le stockage, la gestion des déchets, la chimie, le rayonnement, la sécurité ainsi que l’intervention et la gestion en cas d’urgence). L’IFH 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’IFH 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’IFH aux projets antérieurs de conception de réacteurs CANDU tout au long de l’évolution de la technologie CANDU. Ils 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. Des rapports de synthèse liés à l’IFH sont produits pour documenter les résultats du processus. Tous les titulaires de permis et SNC-Lavalin Énergie nucléaire réalisent des autoévaluations régulières de leurs programmes d’IFH afin de confirmer qu’ils sont efficaces et mis en œuvre de manière exhaustive.

L’IFH 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 du secteur. L’IFH sur le plan de la conception s’applique à l’entière conception des systèmes, et non seulement aux systèmes nucléaires (p. ex., partie classique de la centrale nucléaire et manutention du combustible).

L’effort en matière d’IFH vise les 11 éléments inclus dans la norme N290.12, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires du Groupe CSA :

• gestion du programme d’IFH
• examen de l’OPEX
• analyse des exigences fonctionnelles et affectation des fonctions
• analyse des taches
• dotation et qualification
• traitement des interventions humaines importantes
• conception de l’interface humain-système
• élaboration de procédures
• élaboration de 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 N290.12-14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires du Groupe CSA durant la période de référence.

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)c) 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 permet de démontrer que les conséquences radiologiques de certains événements ne dépassent pas les limites de référence de dose au public en fonction d’un accident donné qui sont établies dans les exigences de conception. Ces événements comprennent les événements initiateurs 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 la défaillance de l’un des systèmes spéciaux de sûreté.

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 :

• une description générale
• la géographie et l’utilisation des terres aux fins de loisirs et de commerce, et de l’information sur des sujets comme la répartition de la population
• la météorologie
• l’hydrologie
• la géologie et la 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 :

• la philosophie de la conception en matière de sûreté
• les critères de conception
• les structures
• les réacteurs
• les systèmes fonctionnels des réacteurs
• les systèmes spéciaux de sûreté et systèmes liés à la sûreté
• l’instrumentation et le contrôle
• les systèmes d’alimentation électrique
• la turbine/le générateur et les systèmes auxiliaires
• le combustible et la manutention du combustible
• les systèmes auxiliaires
• la radioprotection
• la 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 :

• l’identification des événements déclencheurs
• les défaillances de systèmes de manutention du combustible
• les défaillances de systèmes électriques
• les défaillances du contrôle
• les petits accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP)
• les accidents de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB)
• les APRP hors confinement
• les défaillances de systèmes d’alimentation en eau
• les défaillances de systèmes d’approvisionnement en vapeur
• les défaillances du circuit de refroidissement à l’arrêt, du circuit de refroidissement du blindage et du modérateur
• les défaillances de systèmes de soutien
• les 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
• la classification des événements
• la description des principaux modèles informatiques

Exemples d’améliorations aux analyses déterministes de la sûreté

Tel qu’il est établi dans le 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 établi par une mise à jour de l’analyse déterministe de la sûreté, constitue un important aspect de la gestion du cycle de vie. Cette analyse nécessite d’adopter une approche systématique et intégrée de la gestion du vieillissement. Des analyses de la sûreté ont été réalisées afin de démontrer la pertinence des marges de sûreté dans les scénarios les plus susceptibles au vieillissement. Par exemple, 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).

On procède à la révision d’analyses de la sûreté dans le contexte de la mise en œuvre par les titulaires de permis du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté.

Ontario Power Generation

OPG continue de mettre en œuvre les exigences du REGDOC-2.4.1 conformément à la révision du plan de mise en œuvre publiée en novembre 2021. Les nouvelles analyses sont également prévues et exécutées en conjonction avec la stratégie de gestion du vieillissement du circuit caloporteur. 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 (APRPPB) et de protection contre la surpuissance neutronique ont été achevées en fonction des conditions futures d’un circuit caloporteur vieillissant afin d’appuyer le maintien de l’exploitation sûre des réacteurs d’OPG.

L’analyse de la perte du modérateur comme source froide, réalisée antérieurement, a été incorporée dans la mise à jour de 2017 du rapport de sûreté de Darlington. D’autres analyses de l’APRPGB à Darlington ont été réalisées en fonction d’une mise en œuvre plus réaliste de la méthode relative à la limite des paramètres d’exploitation en mars 2018. Dans le cadre de l’actualisation des analyses en fonction des exigences du REGDOC-2.4.1, on évalue à nouveau les APRPGB au moyen de l’approche analytique composite. En ce qui a trait aux analyses d’autres scénarios d’accidents, durant la période de référence, OPG a achevé la planification de 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.

OPG a aussi achevé les analyses relatives aux événements de cause commune de Pickering et les a incluses dans la version de 2018 du rapport de sûreté actualisé visant les tranches 1 à 4 de la centrale.

Dans le cadre du soutien continu à l’égard des activités de réfection à Darlington et de stockage sûr à Pickering, on prévoit des évaluations additionnelles. OPG réalise également des examens à l’appui du BPS en cours de Darlington en vue du renouvellement du permis d’exploitation de 2025 à 2035.

Bruce Power

En décembre 2017, Bruce Power a achevé un projet de 3 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 aussi ajouté de nouvelles annexes sur les défaillances de mode commun, qui ont permis d’inclure pour la première fois une analyse approfondie des dangers internes et externes liés à ces défaillances dans le rapport de sûreté. L’analyse des modes communs a porté sur la perte d’air d’instrumentation ou d’eau de service, les incendies, les événements sismiques, les inondations internes et les forts vents. Au cours de la période de référence, Bruce Power s’est efforcée de donner suite aux commentaires de la CCSN sur la nouvelle analyse.

À l’avenir, Bruce Power compte se conformer au REGDOC-2.4.1 pour toute analyse de la sûreté nouvelle ou révisée. Les prochaines révisions aux rapports de sûreté finaux visant Bruce-A et Bruce-B seront fournies en 2022.

Énergie NB

Durant la période de référence, 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 (tenant compte du 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 APRPPB dans le contexte des effets du vieillissement, la perte de débit (circulation forcée), la perte d’approvisionnement en vapeur (rupture d’une conduite de vapeur principale) et la perte de l’eau d’alimentation des générateurs de vapeur. Énergie NB a cerné des analyses additionnelles permettant d’approfondir a) les enjeux du vieillissement de la centrale, et b) les écarts historiques par rapport aux exigences du REGDOC-2.4.1, puis de les incorporer dans la planification pluriannuelle. Énergie NB a également tenu compte des commentaires relatifs à la réglementation à l’égard de sa méthode graduelle pour l’identification des incidents de fonctionnement prévus (IFP) aux fins d’analyse approfondie et a incorporé les leçons retenues de l’analyse de la perte rapide du contrôle de la réactivité. Aucun autre IFP cerné ne nécessite d’analyse en vue de démontrer la défense en profondeur. 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 REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement établit les exigences réglementaires et fournit de l’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 aussi 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 N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU du Groupe CSA) et soient gérés efficacement. Il aborde aussi 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 formation 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 cerne 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 le repérage et le choix des emplacements d’inspections ainsi que 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 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 du Groupe CSA. 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 N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU du Groupe CSA.

Remplacement de composants

L’industrie nucléaire canadienne continue d’entreprendre des initiatives visant à prévenir et à gérer les problèmes relatifs à l’acquisition d’équipement et 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 des modifications techniques rigoureux qui établit l’incidence potentielle 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 à voyant indicateur de fusion de 48 volts, des systèmes de détection de fuites d’eau lourde, des potentiomètres, des moteurs de barres d’arrêt et des ordinateurs à 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, ce qui permet de recueillir constamment 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. Ces documents comprennent les suivants :

• REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté
• REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement
• REGDOC-2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires
• guide de sûreté de l’AIEA NS-G-2.12, Ageing Management for Nuclear Power Plants (en anglais seulement)

Énergie NB a renforcé son approche de la gestion du vieillissement par le biais de son programme de gestion de l’évaluation à long terme et de son programme de gestion du vieillissement afin d’assurer la fiabilité et la sûreté de l’exploitation à long terme des SSC. Les programmes évaluent les besoins à long terme de l’équipement principal en fonction des documents d’application de la réglementation de la CCSN, des normes du Groupe CSA et de l’orientation internationale.

Annexe 15a) 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 RRP incorpore bon nombre des recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR 103, 2007) et de la norme GSR Partie 3, Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté (2014) de l’AIEA.

Le RRP porte sur ce qui suit :

• la mise en œuvre et les exigences relatives aux programmes de radioprotection des titulaires de permis
• les exigences relatives à la détermination et à la consignation des doses
• la définition des seuils d’intervention et des mesures à prendre lors de l’atteinte d’un seuil d’intervention
• les 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
• l’exigence relative aux situations où il faut utiliser des services de dosimétrie autorisés pour déterminer les doses
• les limites de dose efficaces et équivalentes aux TSN, aux TSN enceintes et aux non-TSN
• les limites de dose qui s’appliquent durant le contrôle des urgences
• les mesures à prendre lorsqu’une limite de dose est dépassée et processus d’autorisation du retour au travail
• les exigences relatives aux services de dosimétrie autorisés
• les exigences d’étiquetage des contenants et des appareils
• les 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.

Au cours de la période de référence, la CCSN a publié 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

Le REGDOC-2.7.1, Radioprotection décrit les mesures que peuvent prendre les titulaires de permis pour maintenir toutes les doses aux personnes au niveau ALARA, compte tenu des facteurs sociaux et économiques. La CCSN estime que les éléments suivants sont essentiels à l’approche du principe ALARA :

• un engagement démontré à l’égard du principe ALARA dans la gestion
• la 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)
• la mise en place de programmes visant à contrôler l’exposition des travailleurs et du public
• la planification en vue de situations inhabituelles
• l’établissement d’objectifs de rendement et la tenue d’examens opérationnels réguliers

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 TSN qui pourraient raisonnablement recevoir une dose efficace supérieure à 5 mSv ou une dose équivalente à la peau ou aux mains et aux pieds supérieures à 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 1 an. Le REGDOC-2.7.2, Dosimétrie, tome II : Exigences techniques et relatives aux systèmes de gestion 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. 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 TSN pour lequel il a mesuré et surveillé une dose de rayonnement.

Résumé des doses aux travailleurs des centrales nucléaires durant la période de référence

La RRP stipule que les titulaires de permis veillent à ce que la dose efficace aux travailleurs des centrales nucléaires ne dépasse pas 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 1 an ou 100 mSv au cours d’une période de dosimétrie de 5 ans. Les données du tableau ci-dessous montrent la dose collective résultant des activités courantes et des arrêts ainsi que la dose collective totale et la dose efficace individuelle maximale à un travailleur dans les centrales nucléaires canadiennes de 2019 à 2021. 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 2019 à 2021

Centrale nucléaire	Année	Nombre de réacteurs	Dose collective découlant des activités courantes (personne-mSv)	Dose collective découlant des arrêts (y compris les arrêts forcés) (personne-mSv)	Dose collective totale (personne-mSv)	Dose efficace individuelle maximale (mSv)
Bruce-A et Bruce-B*	2019	8	911	8 825	9 735	16,69
Bruce-A et Bruce-B*	2020	8	988	16 310	17 298	18,44
Bruce-A et Bruce-B*	2021	8	831	17 535	18 366	19,16
Darlington*	2019	4	394	7 263	7 657	12,37
Darlington*	2020	4	311	2 375	2 686	9,59
Darlington*	2021	4	273	13 135	13 408	19,95
Gentilly-2	2019	1	0	8,41	8,41	1,13
Gentilly-2	2020	1	0	5,71	5,71	0,91
Gentilly-2	2021	1	0	7,32	7,32	1,83
Pickering*	2019	6	869	2 216	3 085	10,32
Pickering*	2020	6	810	5 407	6 217	16,58
Pickering*	2021	6	987	2 915	3 902	14,15
Point Lepreau*	2019	1	224	372	596	14,8
Point Lepreau*	2020	1	211	1 056	1 267	9,61
Point Lepreau*	2021	1	170	117	287	8,69

* Activités de réfection menées au cours de la période de référence.

** Le réacteur de Gentilly-2 était à l’arrêt durant la période de référence antérieure.

Le RRP stipule que les titulaires de permis vérifient que la dose efficace pour la période de dosimétrie de 5 ans (définie comme la période de 5 années civiles qui débute le 1^er janvier 2001, puis chaque période de 5 années civiles subséquente) ne dépasse pas 100 mSv. Le tableau ci-dessous montre la dose efficace individuelle maximale cumulée durant la période de dosimétrie de 5 ans allant de 2016 à 2020. Comme le montre le tableau, aucun travailleur n’a dépassé la limite de dose de 100 mSv sur 5 ans.

Dose efficace individuelle maximale aux travailleurs de chaque centrale nucléaire canadienne, pour la période de dosimétrie de 5 ans allant de 2016 à 2020

Centrale	Dose efficace individuelle maximale (mSv)
Bruce-A et Bruce-B	65,74
Darlington	52,19
Gentilly-2	2,73
Pickering	69,55
Point Lepreau	39,26

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 2019 à 2021

Année	Nombre de réacteurs en exploitation	Dose collective (personne-mSv)
2019	19	20,4
2020	19	27,2*
2021	19	35,5**

*Augmentation due aux nouvelles activités de réfection à Bruce-B et à une hausse des activités relatives aux arrêts à Pickering et à Point Lepreau

** Augmentation due à une hausse des activités relatives aux arrêts à Bruce-A et à Darlington

Annexe 16.1b) Plans d’intervention en cas d’urgence sur le site des centrales nucléaires canadiennes

Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire de Bruce Power

Dans le contexte du plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PIUN) de Bruce Power, une urgence nucléaire est définie comme une urgence qui pose un danger radiologique pour les personnes ou les biens hors site. Le PIUN de Bruce Power vise l’ensemble de l’entreprise et 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 à l’appui 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 PPIUN de l’Ontario est décrit à l’annexe 16.1d). Bruce Power a révisé 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 aux rapports fournis à la CCSN en vue de respecter les exigences établies dans le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires.

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 aussi 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. Tous les 3 ans, Bruce Power participe à un exercice d’urgence nucléaire provincial, auquel participent également des parties intéressées internes et externes, visant à mettre à l’épreuve l’intervention de Bruce Power dans le cadre du PPIUN.

Bruce Power maintient des capacités d’intervention d’urgence auprès du public au sein de plusieurs groupes responsables des communications, notamment les communications avec le personnel, 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 avec ceux d’autres compétences ou organisations participantes, comme les organismes provinciaux qui s’inscrivent dans le cadre du PPIUN.

Les communications de Bruce Power aux fins d’intervention dans le contexte d’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 tiendrait des séances d’information de vive voix dans les médias locaux, et transmettrait des copies de ses communiqués 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 (où se trouve Bruce) 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 3 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 de sécurité (gestes malveillants) 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 aussi 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 la simulation d’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 (EAU).

OPG maintient des capacités d’information du public 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 avec 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 le contexte d’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 tiendrait des séances d’information de vive voix dans les médias locaux, et communiquerait des copies de ses communiqués aux représentants provinciaux et municipaux. Si cela est justifié, OPG pourrait activer son centre d’information d’urgence sur le site ou à proximité du site 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 Point Lepreau

Le PIUN d’Énergie NB est un plan d’urgence exhaustif pour le site de Point Lepreau. Il sert de fondement pour la préparation, la prévention et l’atténuation, l’intervention et le rétablissement en cas d’urgence 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 PIUN est axé sur la protection de la centrale nucléaire, du public, du personnel et de l’environnement durant tout événement qui pourrait survenir à l’intérieur de ce cadre, y compris les événements radiologiques, médicaux et naturels, les incendies, les incidents mettant en cause des matières dangereuses, les phénomènes météorologiques violents, les événements de sécurité 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 aussi aux incidents de sécurité.

Pour appuyer son PIUN, Point Lepreau dispose d’un ensemble complet de procédures d’intervention qui sont intégrées dans son système de gestion. Ces procédures et lignes directrices permettent à l’organisation d’intervention en cas d’urgence d’intervenir et de gérer efficacement tout événement qui pourrait survenir. Le plan est harmonisé avec les analyses de la sûreté correspondantes d’Énergie NB et les rapports soumis à la CCSN.

Les exercices d’urgence font partie intégrante du processus d’évaluation des programmes de Point Lepreau. Ils sont réalisés périodiquement par l’organisation d’intervention en cas d’urgence de la centrale nucléaire, 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 locaux.

Annexe 16.1d) 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. Gestion des situations d’urgence Ontario 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. Le PPIUN est approuvé par le Cabinet de l’Ontario et est en place depuis 1986. 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 ses objectifs.

Le PPIUN 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. Cela comprend les urgences nucléaires dans les 3 centrales nucléaires de l’Ontario, dans d’autres types d’installations nucléaires (y compris les réacteurs de recherche) et dans les centrales nucléaires relevant de compétences voisines, de même que d’autres types d’événements radiologiques.

Le plan 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 aussi en compte la phase de rétablissement et indique que les mesures relatives à cette phase 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 survenu en 2011. Au terme d’un processus de consultation qui a réuni les parties intéressées et le public, le plan directeur du PPIUN a été mis à jour et approuvé par le Cabinet de l’Ontario à la fin 2017 et fait actuellement l’objet d’un examen dans le cadre du cycle quinquennal de révision. 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, et le plan de mise en œuvre de Fermi 2^{Note de bas de page 20} a été mis à jour en décembre 2021. On poursuit l’examen et la mise à jour des plans de mise en œuvre restants (Chalk River, événement transfrontalier et autres urgences radiologiques).

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

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. L’OMUNB élabore le plan de mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick, qui établit 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, qui forment le Comité provincial des mesures d’urgence. Le Comité dirige, contrôle et coordonne les interventions en cas d’urgence et appuie les municipalités, au besoin, tant à l’état d’attente (c.-à-d. sur appel) qu’à l’état d’urgence à partir du centre provincial des opérations d’urgence. Les coordonnateurs régionaux de la gestion des urgences de l’OMUNB coordonnent l’utilisation des ressources provinciales en vue de gérer les situations d’urgence dans les régions rurales et urbaines.

Les améliorations suivantes, notamment, ont été apportées à la préparation et l’intervention en cas d’urgence au Nouveau-Brunswick au cours des périodes de référence actuelle et antérieure :

• élaboration d’une stratégie annuelle de formation et d’exercices de l’OMUNB pour les scénarios majeurs, y compris l’intervention en cas d’urgence nucléaire
• remplacement de l’inventaire des comprimés d’iodure de potassium et actualisation des données démographiques relatives à la zone de planification d’urgence
• mise au point du système de notification Everbridge (système de communication automatisée par téléphone et par courriel)
• amélioration des systèmes de communication assurant la liaison entre le centre des opérations d’urgence hors site (qui appartient à Énergie NB et est maintenu par celle-ci) et le centre provincial des opérations d’urgence

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 2 organisations) conformément au Plan d’urgence nucléaire hors site pour Point Lepreau. Le plan établit notamment les interventions particulières qui seraient réalisées par divers organismes pour gérer l’urgence. Il comporte de l’information sur les mesures permettant le rétablissement, y compris le repérage de zones potentiellement contaminées, l’activation du Plan de surveillance de l’exposition par ingestion du Nouveau-Brunswick, la diffusion d’information au public et la prestation de services de santé et de services sociaux. L’OMUNB révise le plan chaque année.

Annexe 16.1e) 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 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

Le PFUN définit 5 catégories d’urgence nucléaire selon la portée potentielle des incidences sur le Canada et sur la population canadienne :

• 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 activités courantes, 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, intervient dans les entraînements et exercices et aux et répond 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 incidences radiologiques réelles ou potentielles. 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 activités d’intervention d’urgence conformes au mandat fédéral et fournirait, aux termes des arrangements préalables ou à la demande d’un gouvernement provincial, des services et ressources de soutien nationaux.

Aux termes du PFUN, un groupe d’évaluation technique (GET) interministériel serait formé pour réaliser une évaluation technique à l’échelle fédérale 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 appuie l’intervention fédérale globale et coordonne l’intervention scientifique et technique en cas d’urgence nucléaire à l’échelle fédérale et en collaboration avec des groupes semblables à l’échelle provinciale. Compte tenu de la nature technique inhérente et de la complexité des urgences nucléaires, le PFUN établit des fonctions d’urgence nucléaire propres à des événements, lesquelles sont des fonctions d’intervention technique qui regroupent les mesures liées spécifiquement à la préparation et aux interventions en cas d’urgence nucléaires et s’ajoutent aux fonctions de soutien en cas d’urgence du PFIU.

La responsabilité de chaque fonction d’urgence nucléaire est confiée aux organismes ou aux ministères fédéraux principaux ou auxiliaires. 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. Tous les organismes qui participent au PFUN sont appelés à établir leurs propres plans, procédures et capacités pour s’acquitter de leurs responsabilités liées aux fonctions d’urgence nucléaire. 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 de spécialistes 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. Les renseignements et l’analyse du GET du PFUN appuient également l’administrateur en chef de la santé publique du Canada, qui constitue le porte-parole fédéral pour les questions de santé publique durant une urgence nucléaire. 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 Tchornobyl, 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’incidence sur la population canadienne vivant ou voyageant à proximité du site de l’accident
• l’évaluation de l’incidence 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 passe 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 :

• 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 activités de décontamination environnementale et de stockage définitif ou d’évacuation des déchets radioactifs
• la tenue d’un registre de doses pour les intervenants en cas d’urgence
• les activités de rétablissement non radiologiques
• la communication proactive et transparente d’information au public et les communications internationales liées aux activités susmentionnées

Les Directives sur la planification du rétablissement à la suite d’une urgence nucléaire ou radiologique de Santé Canada offrent de l’orientation à l’égard du rétablissement. Le document s’aligne sur l’orientation la plus récente de l’AIEA relative à la fin d’une urgence nucléaire et donne suite à des recommandations formulées au terme d’un examen international de la préparation du Canada à intervenir en cas d’urgence nucléaire. Le document met également l’accent sur les effets non radiologiques des urgences nucléaires pour le public et présente des pratiques exemplaires visant à minimiser les effets psychosociaux associés à la plupart des scénarios de rétablissement à la suite d’une urgence. L’inclusion des conséquences psychosociales représente un aspect nouveau de la gestion des urgences en général et de la gestion des urgences nucléaires en particulier.

Dispositions de la CCSN relatives à la préparation et à l’intervention en cas d’urgence

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 utilisée durant les exercices d’urgence nucléaire pour confirmer la préparation à de telles urgences. Le CMU de la CCSN utilise l’électricité de source publique, mais il dispose aussi 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. L’intervention de la CCSN en cas d’urgence nucléaire durant la pandémie de COVID-19 se poursuivra selon les mêmes principes et objectifs, permettant la mise en œuvre d’ajustements et de dispositions spéciales en vue de travailler en toute sûreté à partir de son CMU et de travailler à distance.

Le plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PIUN) de la CCSN décrit les mesures tactiques que prend l’organisation en réponse aux urgences nucléaires et radiologiques relevant de son mandat.

Il appuie les exigences établies dans le Plan stratégique de gestion des urgences de la CCSN, montre comment la CCSN respecte ses obligations législatives en ce qui concerne l’intervention tactique en cas d’urgence nucléaire et décrit de façon générale comment la CCSN fait la transition de la phase d’intervention d’urgence vers la phase de rétablissement.

Le PIUN énonce en outre les stratégies et lignes directrices que suivrait la CCSN pour gérer une urgence nucléaire. Il décrit :

• les rôles et responsabilités de la CCSN en cas d’urgence nucléaire
• la structure organisationnelle de la CCSN durant une urgence
• les activités d’intervention sur le plan tactique ainsi que la démobilisation et la transition vers le rôle en matière de rétablissement
• l’infrastructure technique du CMU

Il décrit également les mesures prises par le personnel du CMU pour fournir à la haute direction de la CCSN des renseignements exacts et à jour sur l’état de la situation d’urgence et pour informer la Commission, le ministre de Ressources naturelles Canada (RNCan), le Parlement du Canada, le premier ministre, d’autres représentants du gouvernement et le public des mesures prises sur le site et hors site.

L’Organisation d’urgence nucléaire (OUN) est formée de 2 groupes : l’Équipe de direction des urgences (EDU) et l’Organisation d’intervention d’urgence (OIU).

Le plan est élaboré sous l’égide de la présidence 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, une urgence déclarée pourrait nécessiter la participation des parties suivantes :

• l’organisation d’urgence nucléaire (OUN) de la CCSN (personnel de la CCSN)
• la Commission
• 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 et d’autres organisations internationales

Le PIUN est en vigueur en tout temps à l’un des 4 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 délivrance d’ordres d’urgence, 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 de personnel. 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 dans le contexte des activités courantes 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.

La CCSN dispose d’arrangements avec les titulaires de permis de centrales nucléaires visant le 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 :

• Bruce Power a progressivement éliminé le DLAN à la fin de 2019 et a mis en œuvre une application qui fournit un accès en ligne pour le transfert automatisé des données de la centrale. On s’affaire à la transition vers des services infonuagiques, qui prendraient le relais si les serveurs sur le site perdaient l’alimentation de catégorie IV. Bruce Power fera le point sur l’avancement de ces travaux d’ici la fin de la période de référence.
• 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 16.1f) Description des principaux exercices, formations et autres initiatives d’urgence

Exercice Unified Command

Les 23, 24 et 25 février 2022, OPG a mené l’exercice Unified Command (ExUComm) à Darlington. Cet exercice d’urgence à pleine échelle a fait appel à l’organisation d’intervention d’urgence d’OPG ainsi qu’à plus de 30 organisations et organismes gouvernementaux et administratifs à l’échelle municipale, régionale, provinciale, fédérale et internationale. L’ExUComm constituait l’un des éléments d’une série d’entraînements et d’exercices réalisés en vue de satisfaire aux exigences du plan global d’intervention en cas d’urgence nucléaire d’OPG et du REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires de la CCSN. La portée de l’exercice comprenait l’évaluation des accidents ainsi que l’intervention en cas d’accident de dimensionnement et d’accident hors dimensionnement (AHD), 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 avec les médias. Un scénario secondaire lié à la sécurité (manifestants sur le site) et un scénario mettant en cause des victimes contaminées ont été inclus. Le jour 3 de l’exercice comprenait une discussion virtuelle sur la planification du rétablissement sans évaluation formelle.

La conception de l’exercice d’OPG comprenait l’activation du centre des opérations d’urgence sur le site, du centre de gestion du site, de l’installation des opérations d’urgence, du centre d’information d’urgence, du centre de gestion des crises et des communications ainsi que la participation des agents provinciaux et régionaux de liaison d’OPG.

Les objectifs généraux (niveau 1) 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 et des organismes non gouvernementaux en vue d’intervenir en cas d’urgence nucléaire à Darlington
• évaluer l’interopérabilité des organisations participantes dans le contexte de l’intervention en cas d’urgence nucléaire
• examiner le processus de consultation entre OPG et les parties intéressées au sujet de la prise de décisions en vue d’assurer la sûreté du public, des intervenants en cas d’urgence 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
• évaluer l’interopérabilité des organisations participantes dans le contexte de la transition vers le rétablissement à la suite d’un rejet de matière radioactive dans l’environnement
• produire un rapport d’évaluation conjoint

En avril 2022, OPG a présenté à la CCSN un rapport documentant l’évaluation de la réponse d’OPG aux objectifs de rendement de niveaux inférieurs (niveau 2 et niveau 3). En résumé, tous les objectifs ont été atteints, et l’ExUComm a permis de démontrer et de confirmer qu’OPG, l’Ontario, la région de Durham et les principales organisations municipales, régionales et fédérales étaient prêtes à intervenir efficacement ensemble en cas d’AHD à Pickering. Le rendement global de l’exercice à l’égard des objectifs de niveau 1 et toute constatation connexe en matière d’interopérabilité seront décrits dans un rapport interorganisme en 2022. D’autres organismes participants pourraient aussi produire leurs propres rapports internes évaluant le rendement de leurs organisations respectives.

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 pleine échelle de 2 jours appelé Défi Synergy 2021. L’exercice simulait un incident nucléaire déclenché par un cyberévénement visant Point Lepreau. Le Défi Synergy 2021 a fait appel à plus de 40 organisations. Il visait globalement à valider la préparation d’Énergie NB, de Point Lepreau ainsi que des organisations et organismes gouvernementaux et non gouvernementaux à intervenir en cas d’événement de cybersécurité s’ajoutant à une urgence radiologique, en vue d’atténuer les effets des conséquences sur le site et hors site.

Le Défi Synergy 2021 a mis en évidence les importants efforts déployés en vue d’optimiser une intervention coordonnée et concertée en cas d’urgence nucléaire au Nouveau-Brunswick. Les organisations ont continuellement amélioré leurs plans et renforcé leurs relations interorganismes en fonction des recommandations découlant d’exercices antérieurs; le peu de possibilités d’amélioration cernées durant cet exercice témoigne des progrès accomplis à ce chapitre.

Le Défi Synergy 2021 a permis de confirmer qu’Énergie NB, le Nouveau-Brunswick et les principaux organismes régionaux, provinciaux et fédéraux sont prêts à intervenir efficacement ensemble en cas d’incident à Point Lepreau. Les leçons tirées de cet exercice serviront à améliorer davantage les plans d’intervention en cas d’urgence sur le site et hors site.

Le Défi Synergy 2021 a également permis de démontrer dans quelle mesure la COVID-19 a transformé le contexte de la gestion d’urgence. Durant l’exercice, un environnement hybride efficace a permis d’intégrer une composante virtuelle à un modèle en personne.

Série d’exercices de l’AIEA aux termes de la Convention

D’avril 2019 à mars 2022, Santé Canada a participé à 14 exercices de la série de l’AIEA aux termes de la Convention (ConvEx). L’exercice le plus exhaustif a été celui d’octobre 2017 de ConvEx-3, qui a lieu tous les 3 à 5 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 de l’AIEA. L’exercice a simulé une urgence générale dans une centrale nucléaire aux Émirats arabes unis. Aux fins de l’exercice, Santé Canada a joué le rôle d’« autorité compétente étrangère » et a collaboré directement avec la CCSN, qui représentait l’« autorité compétente nationale », en vue d’évaluer les renseignements reçus du Centre des incidents et des urgences de l’AIEA et d’intervenir en conséquence. Les 2 équipes ont collaboré dans un centre des mesures d’urgence virtuel afin de mener à bien cet exercice.

Formation SUPER

Le cours Soins d’urgence pour les expositions aux rayonnements (SUPER) 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 Canada. Au cours de la période de référence, une seule séance de SUPER a été offerte (novembre 2019) à 50 personnes.

Les autres séances prévues ont été reportées en raison de la pandémie. Un projet est en cours pour offrir une version virtuelle condensée de la formation SUPER. La formation comprendra des présentations aux participants, qui recevront en outre une boîte contenant un détecteur de rayonnement, des sources-étalons et de l’équipement de protection individuelle. La première séance de cette formation virtuelle était attendue en mars 2022.

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 d’intervention 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 d’intervention sur le terrain 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 ». Au cours de la période de référence, 2 séances de formation ont été organisées, mais 3 séances de formation sur le terrain ont été annulées en raison de la pandémie. L’équipe d’intervention sur le terrain du PFUN a participé à la formation/l’exercice de l’équipe d’assistance conjointe du RANET de l’AIEA qui a eu lieu au Nevada, aux États-Unis, en 2019.

Annexe 18 Renseignements à l’appui des exigences et des évaluations de la conception de la CCSN

Exigences de conception dans le REGDOC-2.5.2 de la CCSN

Le 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. Il comprend des directives sur ce qui suit :

• l’établissement d’objectifs de sûreté et d’objectifs de conception
• l’utilisation de 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

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 grandes émissions radioactives 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 faibles émissions radioactives 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 causés 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)d).

Le REGDOC-2.5.2 stipule que les SSC importants pour la sûreté sont de conception éprouvée et 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 sur le plan 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 du secteur nucléaire de même que sur les programmes de recherche pertinents.

Le REGDOC-2.5.2 contient aussi 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 les SSC communs pour 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 IFP 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 est réduite au minimum.

Le REGDOC-2.5.2 stipule qu’un programme d’IFH 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’IFH 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 IFP, les accidents de dimensionnement et les AHD. Cette facilitation est assurée grâce à des instruments de surveillance et à l’aménagement adéquat de la centrale, ainsi qu’à des contrôles appropriés du fonctionnement manuel de l’équipement.

Le programme d’IFH 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’IFH.

Examen de la conception du fournisseur préalable au projet

Le processus de la CCSN pour l’examen de la conception du fournisseur préalable au projet est divisé en 3 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 et 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 AHD et des accidents graves
• analyse de la sûreté (analyse déterministe de la sûreté, étude probabiliste de sûreté) et analyse des 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 (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, 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 du fournisseur qui étaient en cours à la CCSN au cours de la période de référence. 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	200	1	achevé
Terrestrial Energy Inc.	Réacteur à sels fondus intégral	200	2	en cours
Ultra Safe Nuclear Corporation	MMR-5 et MMR-10 (gaz à haute température)	5-10	1	achevé
Ultra Safe Nuclear Corporation	MMR-5 et MMR-10 (gaz à haute température)	5-10	2	en cours
LeadCold Nuclear Inc.	SEALER (plomb fondu) ARC-100 (sodium liquide)	3 100	1 1	en suspens (à la demande du fournisseur) en cours
Advanced Reactor Concepts Ltd
Advanced Reactor Concepts Ltd.	ARC-100 (liquid sodium)	100	2	en cours
Moltex Energy	Réacteur à sels stables (sels fondus)	300	1	phase 1/2 en cours
Moltex Energy	Réacteur à sels stables (sels fondus)	300	2 (en série)	phase 1/2 en cours
SMR, LLC	SMR-160 (à eau sous pression)	160	1	achevé
NuScale Power, LLC	NuScale Integral (à eau sous pression)	60	2*	en cours
U-Battery Canada Ltd	U-Battery (gaz à haute température)	4	1	en attente du début du projet
GE Hitachi Nuclear Energy Canada Incorporated	Réacteur BWRX-300 (à eau bouillante)	300	2*	en cours
X Energy, LLC	Xe-100 (gaz à haute température)	80	2*	en cours

*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 de référence, 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 conséquences en cas d’accident. Ces leçons sont décrites à l’annexe 18(i) du sixième rapport 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 de référence.

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 AHD 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 du Canada. Voici un résumé des activités additionnelles exécutées au cours de la période de référence; les tableaux se trouvant à la fin de cette annexe présentent davantage de renseignements sur les diverses améliorations à la défense en profondeur qui ont été réalisées dans les centrales nucléaires depuis 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 fluide de refroidissement, les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes ont apporté des modifications à leurs centrales, ont fait l’acquisition d’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) additionnel et ont mis au point des procédures relatives au déploiement de cet EAU.

Par exemple, OPG déploie son EAU en 2 phases. La mise en œuvre de la phase 1 vise l’atténuation des accidents en vue du refroidissement et du 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 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 aboutira à la remise en service de l’équipement de la centrale nécessaire pour atténuer l’augmentation de la pression dans l’enceinte de confinement et pour récupérer l’eau du puisard. La phase 2 intégrera également des stratégies visant à atténuer l’accumulation d’hydrogène et à assurer le maintien du refroidissement de la piscine de stockage du combustible usé. Les travaux de mise en œuvre de la phase 2 sont toujours en cours.

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’eau de service d’urgence existant. OPG installera aussi 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 4 tranches afin d’éviter une défaillance potentielle du bouclier caisson dans l’éventualité 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 de ventilation filtrée de l’enceinte de 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 a installé un système de ventilation filtrée de l’enceinte de 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 en cas d’AHD, notamment en cas d’accidents graves. Les possibilités envisagées comprennent des systèmes de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement d’urgence. Par exemple, OPG a installé un système de ventilation filtrée de l’enceinte de 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, ce qui constitue un événement peu probable. 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 tableaux ci-dessous dressent la liste des modifications apportées ou prévues à Bruce-A, à Bruce-B et à Pickering.

Aux fins de collecte d’information, les titulaires de permis ont pris des mesures spéciales en rétablissant l’alimentation de l’équipement de surveillance des paramètres critiques de sûreté pour appuyer les mesures de rétablissement dans les centrales nucléaires. 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, lesquelles peuvent rétablir l’alimentation à long terme de l’équipement de surveillance des paramètres critiques de sûreté. 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 rempliront leur fonction pour la durée voulue. De plus, ils ont évalué l’habitabilité des installations de contrôle dans des conditions résultant d’AHD et d’accidents graves. Par l’intermédiaire du COG, l’industrie a élaboré 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 possibilités 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 le site ou hors site et qui permettrait de fournir des services de secours en cas d’AHD.

Les tableaux suivants dressent la liste des modifications à la conception réalisées à Darlington, à Pickering (Pickering-A et Pickering-B), à Bruce-A et Bruce-B ainsi qu’à Point Lepreau pour améliorer les marges de sûreté. Les améliorations apportées à Darlington et à Pickering sont réunies dans un même tableau pour OPG. Certaines de ces améliorations découlent des PIMO associés aux BPS de ces centrales nucléaires.

Modifications d’OPG

Modification	Centrale/tranche	En service
Conversion de la GU3 de modification temporaire à modification permanente (« MODT à MODP »)	Pickering, tranches 5-8	2020
Circuit d’eau de service de catégorie III de la tranche 1 – Modification de la conception des paliers des pompes d’eau de service à haute et basse pression de catégorie III	Pickering, tranches 1 et 4	2019
Remplacement des redresseurs et des batteries des GU1 et GU2 (058-55400-RF1/RF2, BY1/BY2).	Pickering, tranches 5-8	2020
Conversion de la GU3 de modification temporaire à modification permanente (« MODT à MODP »)	Pickering, tranches 5-8	2020
Circuit d’eau de service de catégorie III de la tranche 1 – Modification de la conception des paliers des pompes d’eau de service à haute et basse pression de catégorie III	Pickering, tranches 1 et 4	2019
Remplacement des redresseurs et des batteries des GU1 et GU2 (058-55400-RF1/RF2, BY1/BY2).	Pickering, tranches 5-8	2020
Conversion de la GU3 de modification temporaire à modification permanente (« MODT à MODP »)	Pickering, tranches 5-8	2020
Circuit d’eau de service de catégorie III de la tranche 1 – Modification de la conception des paliers des pompes d’eau de service à haute et basse pression de catégorie III	Pickering, tranches 1 et 4	2019
Remplacement des redresseurs et des batteries des GU1 et GU2 (058-55400-RF1/RF2, BY1/BY2).	Pickering, tranches 5-8	2020
Conversion de la GU3 de modification temporaire à modification permanente (« MODT à MODP »)	Pickering, tranches 5-8	2020
Circuit d’eau de service de catégorie III de la tranche 1 – Modification de la conception des paliers des pompes d’eau de service à haute et basse pression de catégorie III	Pickering, tranches 1 et 4	2019
Remplacement des redresseurs et des batteries des GU1 et GU2 (058-55400-RF1/RF2, BY1/BY2).	Pickering, tranches 5-8	2020
Conversion de la GU3 de modification temporaire à modification permanente (« MODT à MODP »)	Pickering, tranches 5-8	2020
Circuit d’eau de service de catégorie III de la tranche 1 – Modification de la conception des paliers des pompes d’eau de service à haute et basse pression de catégorie III	Pickering, tranches 1 et 4	2019
Remplacement des redresseurs et des batteries des GU1 et GU2 (058-55400-RF1/RF2, BY1/BY2).	Pickering, tranches 5-8	2020

Modifications de Bruce Power

Modification	Centrale / tranche	En service
Mise à niveau des génératrices d’urgence 1 et 2	B	2019
Remplacement de générateur de vapeur	6	2021
Remplacement des échangeurs de chaleur des piscines de stockage du combustible usé	AB	2021, 2022
Remplacement du joint d’étanchéité du soufflet de pompe du CCP	6	2021
Dispositions additionnelles d’approvisionnement d’appoint en eau	N/A	N/A
Raccordement de l’EAU au système de modérateur	6	2021
Indication du niveau du puisard du SRUCI de vaste portée	A	2019
Mises à niveau du système de protection-incendie	N/A	N/A
Mises à niveau des gicleurs de la zone d’entreposage du combustible de la tranche 0	B	2019
Remplacement des terminaux Fireworks	B	2019
Mises à niveau de la protection-incendie aux tranches 1 et 2	1,2	2020
Remplacement des conduites d’alimentation en eau d’incendie	B	2020
Mises à niveau de la protection-incendie à la tranche 8	8	2020
Remplacement du système d’extinction à mousse à air	AB	2021
Mises à niveau des coupe-feu (gaines de câbles)	B	2021
Mises à niveau du système de détection des incendies	B	2021
Filtration passive de l’enceinte de confinement	N/A	N/A
Installation d’un système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement	AB	2022
Renforcement de l’intervention en cas d’urgence	N/A	N/A
Installation d’un nouveau système de radio numérique de site	AB	2021

Remarque 1 : L’installation a été partiellement effectuée et sera achevée durant l’arrêt aux fins de remplacement de composants majeurs.

Modifications d’Énergie NB
(D’importantes mises à niveau de la sûreté ont été réalisées durant la réfection et ont été décrites dans le huitième rapport du Canada)

Modification	En service
Remplacement des pompes à eau d’incendie alimentées au diesel	2021
Amélioration des installations de soutien d’urgence sur le site pour favoriser la pleine intégration des TI	2019

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. Il 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, on a procédé à des essais de mise en service comprenant l’injection d’urgence de caloporteur dans le cœur du réacteur. Toutefois, on n’a pas tenté d’essais dans le cadre desquels de l’eau froide est injectée dans un cœur chaud, puisque de tels essais pourraient entraîner des contraintes élevées pour 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 aussi 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 procédures sont suivies 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 la réponse 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 les essais majeurs, 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 aussi 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 de criticité et des essais 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.