Section H - Sûreté de la gestion des déchets radioactifs

H.1 Objet de la section

Cette section se rapporte aux dispositions des articles 11 (Prescriptions générales de sûreté) à 17 (Mesures institutionnelles après la fermeture) de la Convention commune. Elle fournit une description détaillée de la gestion des déchets radioactifs au Canada.

Toutes les étapes de la gestion des déchets radioactifs comportent des défenses efficaces qui protègent les personnes, la société et l'environnement contre les effets potentiels nuisibles des rayonnements ionisants, actuellement et à l'avenir. Cette section offre, en plus de la description des installations et de leur fonctionnement normal, un aperçu des activités et des mesures de surveillance mises en place pour prévenir les accidents ayant des conséquences radiologiques et atténuer celles-ci dans le cas où de tels accidents se produiraient.

L'information contenue dans la section démontre que les exigences des normes de sûreté applicables de l'AIEA sont satisfaites.

Article 11 - Prescriptions générales de sûreté - Normes de sûreté NS-R-1, WS-R-1 et WSR-2 de l'AIEA

Article 13 - Choix du site des installations en projet - Norme de sûreté NS-R-3 de l'AIEA

Article 14 - Conception et construction des installations - Normes de sûreté NS-R-1 et WS-R-1 de l'AIEA

Article 15 - Évaluation de la sûreté des installations - Normes de sûreté NS-R-1 et WS-R-1 et collection Sécurité 115 de l'AIEA

Article 16 - Exploitation des installations - Normes de sûreté NS-R-1, WS-R-1 et WS-R-2 et collection Sécurité 115 de l'AIEA

H.2 Déchets radioactifs au Canada

Les installations nucléaires et les utilisateurs de substances réglementées produisent des déchets radioactifs. Le gouvernement du Canada établit la politique-cadre en matière de gestion de ces déchets. La CCSN réglemente la gestion des déchets radioactifs afin de veiller à ce qu'ils ne constituent pas un danger radiologique inacceptable pour la santé et la sécurité des personnes ou pour l'environnement. Puisque la radioactivité des déchets varie en fonction de leur origine, les techniques de gestion varient en fonction des caractéristiques des déchets (voir la section H.3).

Certains types de déchets radioactifs, notamment ceux qui sont produits par les hôpitaux, les universités et le secteur nucléaire, contiennent seulement de faibles quantités de matières radioactives à période courte, c.-à-d. dont la radioactivité s'éteint au bout de quelques heures ou de quelques jours. Ces déchets, après avoir été conservés jusqu'à ce que leur radioactivité ait décru sous le seuil autorisé par la CCSN, peuvent ensuite être évacués comme des déchets ordinaires (dépotoirs ou égouts).

À l'exception notable des déchets radioactifs des centrales nucléaires - qui sont contaminés par des isotopes radioactifs à période longue - les déchets radioactifs sont généralement expédiés directement, ou par l'entremise d'un courtier en déchets, à l'installation de gestion des déchets qu'EACL exploite à son complexe des LCR. Ces installations aux LCR sont typiquement des bâtiments blindés en surface, des caissons en béton ou des silos enfouis en béton. Dans certains cas, les déchets radioactifs sont envoyés dans des installations de traitement et d'évacuation aux États-Unis. Pour plus de renseignements sur les volumes expédiés aux États-Unis, voir l'annexe 5.1.8.

Les méthodes utilisées au Canada pour la gestion des déchets radioactifs sont similaires aux méthodes utilisées dans d'autres pays. Puisqu'il n'y a pas encore d'installation d'évacuation, on encourage la minimisation, la réduction de volume, le conditionnement et le stockage à long terme des déchets. Les déchets radioactifs sont stockés sur place ou hors site dans des structures artificielles en surface ou souterraines. On réduit le volume de certains déchets en les compactant ou en les incinérant avant leur stockage. Tous les déchets radioactifs actuellement produits sont stockés de façon à pouvoir être récupérés. Les exploitants ont adopté des méthodes pour récupérer l'espace de stockage en cascadant les déchets après que leur radioactivité eût décru suffisamment ou en réaménageant l'espace de stockage par un plus grand compactage (super-compactage), par la ségrégation ou au moyen d'une combinaison de ces méthodes.

Comme pour toutes les activités nucléaires, les installations de manutention des déchets radioactifs doivent être autorisées par la CCSN et être conformes à toutes les exigences réglementaires et les conditions de permis applicables. Dans l'ensemble du secteur nucléaire -- des mines aux réacteurs - l'objectif de la gestion des déchets est le même : contrôler et limiter le rejet de substances potentiellement nuisibles dans l'environnement.

H.3 Caractéristiques des déchets radioactifs au Canada

H.3.1 Déchets provenant de la fabrication de combustible

Dans le passé, on gérait les déchets des usines de concentration et de conversion en les enfouissant directement dans le sol. Cette pratique a été abandonnée en 1988, après la fermeture de Port Granby. On a beaucoup réduit le volume des déchets faiblement radioactifs produits par ces activités en récupérant et en réutilisant les matières premières, en transformant les déchets en sous-produits et en effectuant la décontamination radioactive des matières évacuées. Actuellement, les déchets faiblement radioactifs résiduels sont placés dans des fûts qui sont conservés en entrepôt, en attendant la création d'une installation de gestion à long terme appropriée. Dans les installations de gestion où les déchets étaient enfouis dans le sol, on collecte les liquides qui s'écoulent et ruissellent, et on les traite avant de les évacuer.

La fabrication du combustible produit une variété de déchets potentiellement contaminés par des isotopes émetteurs de particules alpha, notamment :

• du dioxyde de zirconium contaminé et non contaminé;
• des creusets de graphite utilisés pour couler les billettes;
• des filtres;
• des déchets de bois;
• des palettes;
• des chiffons;
• du papier;
• du carton;
• du caoutchouc;
• des plastiques;
• des huiles;
• des solvants.

H.3.2 Déchets provenant de la production d'électricité

On entrepose les déchets radioactifs produits par les centrales nucléaires dans diverses structures aux installations de gestion des déchets sur le site des centrales. Avant le stockage, on peut réduire le volume de ces déchets par l'incinération, le compactage, le déchiquetage ou la mise en ballots. Il existe en outre des installations pour la décontamination de pièces et d'outils, le lavage des vêtements protecteurs et la remise en condition des appareils. La production d'électricité génère plusieurs types de déchets dont la radioactivité peut être faible ou moyenne, notamment :

• des filtres;
• des ampoules électriques;
• des câbles;
• de l'équipement usagé;
• des métaux;
• des débris de construction;
• des absorbants (sable, vermiculite, poudre à balayer);
• des résines échangeuse d'ions;
• des composants de cœur de réacteur;
• des matériaux de remplacement des tubes;
• du papier;
• des plastiques;
• du caoutchouc;
• du bois;
• des liquides organiques.

H.3.3 Déchets hérités

Les DFR hérités au Canada sont des déchets qui étaient gérés dans la passé d'une manière qui n'est plus jugée acceptable aujourd'hui, mais dont les propriétaires actuels ne peuvent plus raisonnablement être tenus responsables et dont le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité à long terme. En 1982, le gouvernement du Canada a créé le Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité (BGDRFA) au sein d'EACL à titre de mandataire fédéral chargé de l'assainissement et de la gestion des déchets hérités faiblement radioactifs au Canada. RNCan détermine les grandes orientations et fournit les fonds au BGDRFA. Ce dernier a assaini un certain nombre de sites de déchets hérités et continue d'en surveiller plusieurs présentant une contamination par le radium ou l'uranium. À certains sites, des matières ont été placées en stockage provisoire en attendant une solution de gestion à long terme. Ces sites continuent de faire l'objet d'une surveillance, d'inspections et de travaux d'entretien.

Conformément au Cadre d'action pour la gestion des déchets radioactifs de 1996, le Canada a opté pour différentes approches de la gestion du combustible usé, des déchets faiblement et moyennement radioactifs et des résidus de mines et d'usines de concentration d'uranium. Ces approches reflètent non seulement les différentes caractéristiques scientifiques et techniques des déchets, mais aussi les facteurs économiques et la dimension géographique du Canada ainsi que l'emplacement des déchets. Diverses stratégies et solutions à long terme pour les DFR historiques voient le jour dans différentes régions du pays. Le BGDRFA contribue à l'élaboration et à la mise en œuvre de l'approche stratégique de la gestion des déchets anciens du gouvernement du Canada en collaborant avec les collectivités locales et les autorités fédérales afin de trouver des solutions permettant de réduire par des moyens sûrs et rentables les responsabilités et les risques correspondants. Ces solutions locales concrétisent des principes rationnels de gestion des déchets et de protection de l'environnement dans l'intérêt des Canadiens.

H.3.4 Déchets provenant de la production et de l'utilisation des radio-isotopes

La production et l'utilisation d'isotopes radioactifs génèrent une série de radionucléides qui sont exploités à des fins commerciales, notamment le cobalt 60 qui sert à la stérilisation et dans les appareils de cancérothérapie, et le molybdène 99 et autres isotopes servant de marqueurs pour la recherche, les diagnostics et les soins thérapeutiques. Un certain nombre d'installations de gestion des déchets traitent et gèrent les déchets issus de l'utilisation des isotopes radioactifs à des fins de recherche et médicales. En général, ces installations collectent et conditionnent les déchets en vue de leur expédition vers les sites de stockage autorisés. Dans certains cas, les déchets sont incinérés ou on laisse leur radioactivité décroître suffisamment avant de les évacuer dans les égouts municipaux ou de les transférer au service municipal des ordures.

H.3.5 Déchets provenant de l'extraction et de la concentration de l'uranium

Ces déchets se répartissent en trois catégories : les résidus d'usines de concentration, les stériles et les eaux résiduaires.

Le minerai qui est extrait de mines souterraines ou à ciel ouvert est ensuite concentré. Le processus de concentration, au cours duquel on broie le minerai et on le traite au moyen de produits chimiques pour en extraire l'uranium qu'il contient, produit des déchets appelés résidus de concentration.

Les méthodes utilisées pour la gestion des résidus produits par les mines d'uranium varient d'une mine à une autre. L'emplacement de la mine est un facteur prépondérant. La quantité de résidus produite à toute mine d'uranium dépend de la qualité du minerai et de la taille du gisement. Les mines en exploitation au Canada (toutes situées dans le nord de la Saskatchewan) présentent toutes des gisements de minerai de qualité élevée, de sorte que les volumes de résidus produits sont beaucoup plus faibles, comparativement aux anciennes exploitations minières canadiennes.

Différentes mines utilisent différents produits chimiques, concentrés ou mélanges de produits chimiques au cours du processus de concentration en raison des variations dans la minéralogie des minerais. Les résidus varient donc en composition d'une mine à une autre.

Les installations de gestion des résidus (IGR) ont évolué au cours des années - de simples dépôts dans des formations naturelles ou des lacs à la construction d'installations de stockage en surface dotées de systèmes de collecte des eaux de ruissellement. La pratique actuelle consiste à placer les résidus dans des puits de mine épuisés convertis en IGR. Dans les installations modernes, on recouvre d'eau les résidus (confinement subaquatique) pour renforcer la radioprotection et éviter le gel hivernal et l'oxydation des résidus.

Les stériles vont de substances inoffensives dont la teneur en métal ou en minéral recherché est nulle à des matières minéralisées dont la teneur est inférieure au seuil de rentabilité.

Les caractéristiques des stériles varient énormément. Certaines de ces roches contiennent des concentrations suffisantes de minéraux sulfurés pour générer des niveaux modérés d'acidité qui peuvent mobiliser une contamination potentielle par des minéraux secondaires. En Saskatchewan, certains stériles contiennent du minerai secondaire d'arsenic et de nickel dans des concentrations telles que la nécessité de contrôler et de surveiller ces contaminants non radioactifs, plutôt que la radioactivité des stériles, détermine l'importance des efforts consacrés à leur gestion.

Les eaux résiduaires (effluents) produites par les procédés d'extraction et de concentration sont traitées selon les besoins et déchargées dans l'environnement; l'eau traitée déversée dans l'environnement est surveillée pour vérifier qu'elle respecte les normes réglementaires prescrites par les gouvernements provinciaux et fédéral. Ces limites font en sorte que l'impact écologique soit minime.

H.3.6 Déchets radioactifs provenant des réacteurs de recherche

Tous les titulaires de permis séparent les déchets radioactifs produits par les réacteurs de recherche en fonction de la durée de leur période. Ils stockent les déchets à période courte sur place jusqu'à ce que leur radioactivité ait décru suffisamment pour qu'ils puissent être évacués de manière conventionnelle. Les déchets radioactifs à période longue sont conservés temporairement sur place jusqu'à ce qu'une certaine quantité ou un certain volume soient accumulés, suite à quoi ils sont transportés au complexe des LCR d'EACL pour stockage. C'est aussi le cas pour les déchets radioactifs produits par l'accélérateur trIUMF (TriUniversity Meson Facility).

La majeure partie des déchets liquides produits par les réacteurs de recherche est constituée d'eau contenant des contaminants radioactifs. Habituellement, l'eau est assainie par un système de purification qui comporte des filtres et des échangeurs d'ions. Lorsque les résines échangeuses d'ions sont épuisées, on les conserve avec les déchets radioactifs à période longue qui seront ultérieurement envoyés au complexe des LCR d'EACL. Une petite quantité d'huile contaminée est également produite annuellement par les pompes à vide de l'accélérateur trIUMF. La totalité de cette huile légèrement contaminée (environ 2 litres par année) est actuellement stockée sur place. Voir l'annexe 5 pour une description détaillée de la gestion des déchets au complexe de recherche des LCR d'EACL.

H.4 Minimisation des déchets

À l'heure actuelle, la pratique de la minimisation des déchets n'est pas une exigence réglementaire au Canada. Il convient toutefois de noter qu'un des principes clés de la politique d'application de la réglementation P-290 de la CCSN, Gestion des déchets radioactifs, est que la génération des déchets radioactifs devrait être minimisée dans la mesure du possible par la mise en œuvre de mesures de conception et de pratiques d'exploitation et de déclassement. La politique P-290 est présentée à la section B.5.

Le secteur nucléaire canadien encourage et pratique activement la minimisation des déchets. Par exemple, OPG a pour politique de minimiser la génération des déchets radioactifs à la source en empêchant que du matériel devienne inutilement radioactif. La minimisation des déchets est également un principe clé épousé par la norme de l'industrie canadienne CSA N292.3, Gestion des déchets faiblement et moyennement radioactifs. Le secteur nucléaire canadien pratique la minimisation des déchets en :

• mettant en œuvre des procédures de contrôle du matériel qui limitent l'entrée d'objets dans les zones radioactives si elle n'est pas nécessaire;
• améliorant les moyens de surveillance des déchets afin de réduire l'inclusion de déchets non radioactifs avec les déchets radioactifs;
• améliorant les installations de manutention des déchets;
• sensibilisant et formant mieux les employés.

Les titulaires de permis canadiens utilisent diverses formes de minimisation des déchets, selon le site et les contraintes opérationnelles. Par exemple, OPG entreprend diverses activités de minimisation, notamment par :

• l'instauration d'une culture de minimisation des déchets;
• l'exclusion de matériaux - introduire aussi peu de matériaux que possible dans les zones d'exposition, particulièrement les emballages;
• l'utilisation, autant que possible, d'équipements et de matériaux réutilisables;
• la ségrégation des déchets recyclables à des points de collecte;
• l'utilisation d'équipements protecteurs lavables plutôt que jetables, notamment les gants de caoutchouc, les bottes réutilisables, les cagoules modifiées lavables, les sacs réutilisables, les emballages plastiques et les balais laveurs réutilisables;
• la minimisation des matériaux introduits dans les zones d'exposition;
• la séparation des déchets en matériaux radioactifs et probablement propres à de nombreux points de collecte, pour surveillance et caractérisation ultérieures;
• la caractérisation additionnelle des déchets;
• l'utilisation de pratiques industrielles exemplaires relativement aux normes d'évacuation libre et de ségrégation;
• la mise en place de moyens appropriés de mesure pour suivre les améliorations obtenues.

EACL entreprend également des activités similaires et a en cours un projet consistant à concevoir, construire et exploiter une installation de manière à renforcer sa capacité à utiliser efficacement les normes d'évacuation libre et de ségrégation.

H.5 Exigences générales en matière de sûreté

Le principal objectif visé par la réglementation des installations de stockage à sec de combustible usé ou de gestion des déchets radioactifs est d'assurer que ces installations et les activités connexes ne constituent pas un danger inacceptable pour la santé, la sécurité, la sûreté et l'environnement. Le régime d'autorisation canadien, qui est décrit en détail à la section E.4, ne fait pas de distinction entre une installation de gestion du combustible usé et une installation de gestion des déchets radioactifs. Ces deux types d'installations doivent être conçus, construits et exploités de façon sûre en vue de protéger la santé humaine et l'environnement.

H.5.1 Principes de base en matière de protection et de sûreté

On peut diviser la réglementation du combustible usé et des déchets radioactifs de la façon suivante : exigences générales de rendement, principes généraux de conception et d'exploitation, et critères de rendement. Ces critères sont décrits dans les sections G.8.4 à G.8.6.

Il convient de noter que les mines et les usines de concentration d'uranium, qui sont régies par les mêmes principes que les installations de gestion du combustible usé ou des déchets radioactifs, sont également régies par le Règlement sur les mines et les usines de concentration d'uranium.

H.5.2 Exigences de sûreté

Les exigences de sûreté relatives à la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs visent à protéger l'environnement et à préserver la santé et la sécurité des travailleurs et de la population. En situation normale, les installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs doivent être exploitées d'une manière sûre. Les composants de systèmes qui doivent être entretenus périodiquement doivent être d'un accès facile et être conçus pour que leur entretien soit sûr et efficace. Les exigences de sûreté sont décrites à la partie G.8.7.

H.6 Protection des installations existantes

La sûreté des installations de gestion des déchets radioactifs qui existaient au moment de l'entrée en vigueur de la Convention commune était assurée par le régime réglementaire canadien. L'exploitation de ces installations doit être effectuée en conformité avec la LSRN, ses règlements et les conditions de permis. Par ses activités de vérification de la conformité, la CCSN veille à ce que les exploitants se conforment aux exigences relatives à l'exploitation sûre des installations de gestion des déchets radioactifs. La section D contient une liste des installations.

H.6.1 Pratiques antérieures

Les déchets radioactifs hérités sur les sites d'EACL remontent à la guerre froide et à la naissance des technologies nucléaires au Canada. Ils comprennent des bâtiments contaminés mis hors service et des terrains contaminés gérés par EACL pour le compte du gouvernement du Canada. Les responsabilités englobent les déchets hautement radioactifs, en particulier du combustible usé des réacteurs de recherche et des déchets liquides fortement radioactifs provenant de la production d'isotopes médicaux et d'expériences de traitement de combustible au cours de la guerre froide. En 2006, le gouvernement du Canada a lancé le PRNH (décrit dans la section K.5.2) pour s'acquitter des responsabilités sur les sites d'EACL. L'annexe 5 décrit les installations de gestion des déchets d'EACL.

En 1982, le gouvernement du Canada a créé, au sein d'EACL, le BGDRFA à titre de mandataire fédéral chargé de l'assainissement et de la gestion des déchets faiblement radioactifs anciens au Canada. Ces derniers consistent principalement en sols contaminés par le radium et l'uranium. Le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité de leur gestion à long terme.

RNCan fixe les grandes orientations et fournit au BGDRFA le financement dont il a besoin pour exécuter sa mission. Le Bureau a déjà assuré l'enlèvement de déchets historiques à travers le Canada et continue à surveiller plusieurs sites qui présentent une contamination ancienne par le radium ou l'uranium. La majeure partie des déchets faiblement radioactifs anciens du Canada est située dans les localités de Port Hope et de Clarington, dans le sud de l'Ontario. Le gouvernement du Canada et les municipalités locales ont conclu en mars 2001 un partenariat en vue de l'assainissement de ces sites et de la gestion à long terme de ces déchets. Ce partenariat a lancé l'Initiative de la région de Port Hope (IRPH). Cette dernière et d'autres initiatives relatives aux déchets anciens sont décrites dans la section K.5.3.

Comme on l'a déjà vu à la section F.4, lorsque des mesures correctives sont requises dans des installations de résidus d'extraction et de concentration d'uranium dont le propriétaire n'existe plus, le gouvernement du Canada et les gouvernements provinciaux veillent à ce que les sites soient déclassés de manière sûre. En Ontario, où se trouve l'ancien complexe d'exploitation d'uranium d'Elliot Lake, les gouvernements du Canada et de l'Ontario ont conclu en 1996 un protocole d'entente délimitant leurs rôles respectifs dans la gestion des résidus abandonnés. Conformément au Cadre d'action pour la gestion des déchets radioactifs, tout est fait pour identifier le producteur d'uranium ou le propriétaire d'un site. Lorsque cela est impossible, les gouvernements ont convenu de partager les frais, avec en particulier la prise en charge des mesures correctives requises à égalité des coûts. Jusqu'à présent, de tels arrangements n'ont pas été nécessaires puisque tous les sites ontariens ont des propriétaires qui assument leurs responsabilités.

De la même façon, les gouvernements du Canada et de la Saskatchewan ont conclu un protocole d'entente définissant les rôles et les responsabilités à l'égard de la restauration de certaines mines d'uranium remontant à la guerre froide, principalement le site de la mine et de l'usine de Gunnar dans le nord de la Saskatchewan. En avril 2007, les deux gouvernements ont annoncé la première phase de l'assainissement. Le coût total, que les gouvernements vont se partager, sera de 24,6 millions de dollars. RNCan a avancé sa part de 1,13 millions de dollars pour la phase 1. Une évaluation environnementale complète du projet a démarré le 15 juin 2007. En octobre 2007, le gouvernement de la Saskatchewan et EnCana Corporation ont conclu un accord pour le déclassement et la remise en état d'un site voisin, celui de l'usine de concentration d'uranium de Lorado. Les sites miniers de Gunnar et Lorado sont décrits à l'annexe 8.1.1.2.

H.7 Protection et choix de l'emplacement des installations proposées

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I exige l'obtention d'un permis pour chacune des étapes de la vie d'une installation de gestion des déchets radioactifs. Ces permis sont les suivants :

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

On doit également se plier aux exigences du RGSRN, du RSN, du RRP et du RSNAR.

Les exigences à remplir pour l'établissement d'un site d'installation de gestion de déchets nucléaires de catégorie I sont énoncées aux articles 3 et 4 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. À noter que l'article 3 du RGSRN impose la production de renseignements supplémentaires.

Au moment de la rédaction du présent rapport, il n'y avait pas de parties contractantes susceptibles d'être touchées par le choix de l'emplacement d'une installation nucléaire au Canada. Les États-Unis et le Canada ont toutefois conclu en 1955 un accord de coopération nucléaire. L'article 2 de cet accord prévoit l'échange de « renseignements assortis ou non assortis d'une classification de sécurité, et concernant les applications pacifiques de l'énergie atomique, notamment les recherches et les découvertes s'y rapportant, ainsi que les problèmes de santé et de sécurité ». L'article 2 couvre également tout le domaine de la santé et de la sécurité relatif à la Convention commune.

H.7.1 Programmes d'information publique

Le guide d'application de la réglementation sur les programmes d'information publique de la CCSN est décrit à la section G.10.1, qui couvre également le programme d'information publique relatif au combustible usé d'OPG. On trouvera ci-dessous des renseignements sur le programme d'information publique actuel d'OPG concernant le stockage de ses déchets faiblement et moyennement radioactifs (section H.7.1.1) et un exemple d'information publique touchant une nouvelle mine d'extraction ou usine de concentration d'uranium (voir la section H.7.1.2).

H.7.1.1 Programme d'information publique pour le stockage de déchets nucléaires faiblement et moyennement radioactifs

Ce qui suit est un exemple d'un programme d'information publique existant dans les régions où se trouvent du combustible usé (voir la section 10.1) et des déchets radioactifs. OPG met en œuvre un programme d'information publique poussé dans la municipalité de Kincardine et les localités environnantes, où elle possède des installations de stockage de déchets faiblement et moyennement radioactifs et de combustible usé. Au cours des cinq dernières années, OPG, de concert avec la municipalité hôte de Kincardine et les localités environnantes, a œuvré pour la création d'un dépôt en couches géologiques profondes en vue de la gestion à long terme de déchets nucléaires faiblement et moyennement radioactifs. À l'appui de ses activités courantes et de ce projet, OPG exécute un programme d'information multitactique visant à informer et à ouvrir un dialogue public sur l'enjeu des déchets nucléaires. Les tactiques comprennent le recours à des annonces publicitaires, des brochures, des vidéos, des visites, des séances d'information à l'intention des leaders locaux, des médias et personnalités politiques, des journées d'accueil, des séminaires sur le transport à l'intention des premiers intervenants, des bulletins de nouvelles, des envois directs, des interventions dans les émissions de radio à ligne ouverte, des allocutions, des kiosques à de nombreux événements communautaires, des parrainages et, pour joindre le public au-delà des collectivités locales, le recours intensif au Web où sont affichés des rapports, brochures, vidéos et bulletins de nouvelles. OPG se considère comme membre des collectivités dans lesquelles elle travaille. Elle s'efforce de rendre toutes ses activités transparentes.

H.7.1.2 Information publique pour une nouvelle mine ou usine de concentration d'uranium

La CCSN se veut hautement transparente. Cela suppose le dialogue avec les parties intéressées, les Premières nations et d'autres groupes autochtones, comme le Comité de la qualité de l'environnement (CQE), au moyen de divers mécanismes de concertation, de dissémination de l'information et de communications.

Une évaluation environnementale pour une nouvelle mine ou usine de concentration d'uranium - effectuée soit sous forme d'étude approfondie soit par une commission d'examen - offre de nombreuses occasions au public de participer. En particulier, le public est encouragé à se prononcer sur les lignes directrices pour l'évaluation environnementale et le rapport d'étude approfondie (REA). Les études approfondies et les examens en commission offrent également un financement aux personnes désireuses de participer. Ces fonds sont offerts et administrés par l'Agence canadienne d'évaluation environnementale. Après la phase d'audience publique, le tribunal de la Commission se penche sur les demandes de permis pour les nouvelles mines d'uranium conformément aux Règles de procédure de la CCSN, disponibles sur son site Web à l'adresse suretenucleaire.gc.ca.

Habituellement, les audiences publiques concernant des demandes de permis occupent deux journées à l'intérieur d'une période de 90 jours, les observations des intervenants publics étant présentées la deuxième journée. Les audiences publiques donnent à nos parties concernées et aux membres du public l'occasion de se faire entendre devant le tribunal de la Commission. Habituellement, un compte rendu des délibérations et les motifs de décision sont rendus publics dans un délai de six semaines après l'audience. (Voir la section E.4.3 pour plus de renseignements sur le processus d'audience publique.)

Outre le mécanisme formel de délivrance de permis, la CCSN encourage les demandeurs à consulter le public sur leurs plans relatifs à de nouvelles mines et usines de concentration d'uranium au cours de la phase préalable à la demande. Par exemple, les titulaires de permis de la CCSN se déplacent dans le nord de la Saskatchewan où ils organisent des séances d'information publique sur les mines et les usines de la province. Le personnel de la CCSN y participe aux côtés d'autres organisations. Cela permet au personnel de la CCSN d'en apprendre davantage sur les collectivités locales et les activités de relations extérieures entreprises par les titulaires.

H.8 Conception, construction et évaluation des installations

La deuxième étape officielle d'obtention d'un permis pour les installations nucléaires, notamment les installations de gestion des déchets nucléaires, est le permis de construction. Les exigences à remplir pour un permis de construction d'une installation nucléaire de catégorie I sont énoncées dans les articles 3 et 5 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. À noter que des renseignements supplémentaires sont également exigés par l'article 3 du RGSRN.

Avant que la CCSN puisse rendre une décision sur une demande de permis de construction d'une installation de gestion de déchets radioactifs de catégorie I, elle peut devoir entreprendre une évaluation environnementale. La LCEE requiert que soit effectuée à un stade précoce du projet une évaluation environnementale couvrant les effets possibles sur les personnes, la société et l'environnement de toutes les étapes faisant l'objet d'un permis. La LCEE est décrite de manière plus détaillée à l'annexe 2.5. À la fin du processus d'évaluation environnementale, si la CCSN conclut que le projet n'est pas susceptible d'avoir des effets négatifs importants sur l'environnement, le mécanisme de délivrance d'un permis peut se poursuivre.

Le guide d'application de la réglementation G-320, Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs (voir la section B.6 du rapport) aide les titulaires et les demandeurs de permis à évaluer la sûreté à long terme de l'entreposage et de l'évacuation des déchets radioactifs.

H.9 Exploitation des installations

La troisième étape du processus d'autorisation est la demande du permis d'exploitation. Les exigences relatives à l'exploitation d'une installation nucléaire de catégorie I sont spécifiées aux articles 3 et 6 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Le demandeur doit aussi fournir les informations énumérées à l'article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à l'article 3 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Les renseignements demandés visent notamment le rapport d'analyse de la sûreté, le programme de mise en service, les mesures pour prévenir ou atténuer les rejets de substances nucléaires et de matières dangereuses dans l'environnement, et un plan préliminaire de déclassement.

Le permis d'exploitation oblige aussi le titulaire de permis à tenir un document où sont consignés :

• les résultats des programmes de surveillance des effluents et de surveillance environnementale;
• les procédures d'exploitation et d'entretien;
• les résultats du programme de mise en service;
• les résultats des programmes d'inspection et d'entretien;
• la nature et la quantité de rayonnements, de substances nucléaires et de matières dangereuses dans l'installation nucléaire;
• la situation de chaque travailleur relativement à ses qualifications, sa requalification et sa formation.

H.9.1 Sûreté-criticité

Les exigences en matière de sûreté-criticité s'appliquent aux conditions normales et anormales. On doit effectuer des analyses de sûreté-criticité lorsque des quantités importantes de matières fissiles spéciales sont stockées ou manutentionnées. L'analyse doit clairement démontrer que le stockage et la manutention des déchets nucléaires sont sûrs, c'est-à-dire qu'une situation de criticité ne peut pas se produire accidentellement dans des conditions normales (ou des conditions anormales crédibles). L'analyse doit examiner les conséquences hors site d'événements de criticité fortuits à faible probabilité et hautes conséquences et démontrer que ces conséquences n'enfreignent pas les critères d'évacuation publique établis par les normes internationales (publication GS-R-2 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA) et les lignes directrices nationales (Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d'urgence nucléaire).

H.10 Mesures institutionnelles après la fermeture

H.10.1 Introduction

L'article 17 s'applique aux mesures institutionnelles devant être prises après la fermeture d'une installation d'évacuation. L'évacuation signifie que le déchet radioactif est stocké de manière définitive sans intention de le récupérer et sans qu'une surveillance et un contrôle ne soient nécessaires. Le Canada ne possède actuellement aucune installation d'évacuation. Des exemples de contrôle institutionnel pour les dépôts s de déchets radioactifs sont exposés dans les sections H.10.2 (i) et (ii). Les installations de gestion des résidus déclassées requièrent des mesures de contrôle institutionnel. L'éventail de ces dernières varie de mesures minimes - après la fermeture de la génération actuelle des IGR situées dans des puits et qui ont été conçues pour un déclassement futur - à des programmes de surveillance et d'entretien continus sur les sites anciens où les résidus ont été déposés en surface. La section H.10.3 décrit le programme de contrôle institutionnel élaboré par la province de la Saskatchewan pour les sites miniers déclassés, notamment les anciens sites d'extraction et de concentration d'uranium situés sur les terres domaniales de cette province.

Exigences des organismes de réglementation

Toute proposition d'implantation, de construction et d'exploitation d'une installation d'évacuation doit répondre aux exigences de la LSRN et à ses règlements d'application, ainsi qu'à la LCEE. Lorsqu'une demande de permis visant une installation d'évacuation est déposée, la réglementation nucléaire actuelle au Canada exige que la CCSN surveille les stocks qui y sont déposés. Cela suppose l'obtention à perpétuité de permis de la CCSN, à moins que les risques soient très minimes et qu'une supervision assurée par un autre organisme réglementaire ou gouvernemental n'autorise le tribunal de la Commission à exempter indéfiniment le site de la possession d'un permis. (Cela est déterminé au cas par cas).

La LSRN et ses règlements d'application imposent plusieurs exigences, notamment les suivantes :

• quiconque détient et utilise des substances nucléaires doit obtenir un permis de la CCSN;
• la population et l'environnement doivent être protégés contre tout risque déraisonnable associé à la production, la possession et l'utilisation de substances nucléaires et l'exploitation, la production et l'utilisation d'énergie nucléaire;
• un titulaire de permis doit se conformer aux obligations internationales souscrites par le Canada (tels que les engagements donnés dans le rapport de la Convention commune).

Le guide d'application de la réglementation G-320, Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs, aide les titulaires et les demandeurs de permis à évaluer la sûreté à long terme de l'entreposage et de l'évacuation de déchets radioactifs et décrit les mesures de contrôle institutionnel (voir la section B.5). Le guide décrit les façons typiques d'évaluer les impacts que les méthodes de stockage et d'évacuation de déchets radioactifs exercent sur l'environnement et sur la santé et la sécurité des personnes. Il couvre des sujets englobant les contrôles institutionnels.

Après la fermeture d'une installation d'évacuation, des contrôles institutionnels peuvent être englobés dans une demande de permis d'abandon. La réglementation canadienne actuelle n'autorise pas la soustraction au régime de permis (abandon) sans une exonération explicite de l'organisme de réglementation. Une telle exemption suppose que le titulaire fasse la démonstration de la sûreté à long terme. Cette démonstration devra citer la conception et les barrières techniques ou d'autres formes de contrôles institutionnels, notamment des vérifications périodiques du site. La CCSN examinera les contrôles institutionnels proposés au cas par cas à la lumière de leur sûreté à long terme, de leur coût, des conséquences de leur défaillance et de leur fiabilité. La CCSN doit être convaincue que l'abandon de la substance nucléaire ne cause pas de risque déraisonnable à l'environnement ou à la santé et la sécurité des personnes, ni ne cause de risque déraisonnable à la sécurité nationale ni d'infraction aux mesures de contrôle et aux obligations internationales du Canada.

Conformément à l'article 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I de la CCSN, une demande de permis d'abandon d'une installation nucléaire de catégorie I englobant une installation de gestion de combustible usé doit comporter les renseignements suivants :

• le nom et l'emplacement du terrain, des bâtiments, des structures, des éléments et équipements devant être abandonnés;
• le moment et l'emplacement proposés de l'abandon;
• la méthode et la procédure proposées de l'abandon;
• les effets sur l'environnement et la santé et la sécurité des personnes pouvant résulter de l'abandon et les mesures qui seront prises pour prévenir ou atténuer ces effets;
• les résultats du déclassement;
• les résultats de la surveillance environnementale.

Conservation des documents

Le RGSRN prescrit que toute personne tenue de conserver un document aux termes de la LSRN doit le faire pour la période prescrite. Nul ne peut aliéner un document à moins de ne plus être tenu de le conserver par la LSRN ou à moins d'avoir notifié l'organisme de réglementation de la date de l'aliénation et de la nature du document au moins 90 jours avant l'aliénation.

Dans le cas d'un permis d'abandon ou d'une exemption de permis, les documents peuvent également devoir être archivés ou entreposés indéfiniment sous la supervision d'un autre gouvernement ou organisme de réglementation.

H.10.2 Exemples d'emploi de contrôles institutionnels pour les dépôts projetés de combustible usé et de déchets radioactifs

Voici des exemples d'initiatives canadiennes relatives à des dépôts :

(i) Projet de dépôt de la SGDN pour la gestion à long terme de combustible irradié

Le 3 novembre 2005, la SGDN a soumis au gouvernement du Canada son étude finale : Choisir une voie pour l'avenir - L'avenir de la gestion du combustible nucléaire irradié au Canada, assortie d'une recommandation. L'approche préconisée, la GAP, prévoit le confinement centralisé du combustible usé dans un dépôt en couches géologiques profondes dans une formation rocheuse appropriée. Le gouvernement du Canada a rendu sa décision en juin 2007, faisant sien le plan GAP. Une fois prise la décision de boucher un dépôt en profondeur, une disposition prévoit une surveillance de l'installation. La nature et la durée précise de la surveillance postfermeture et toute restriction d'accès public au secteur seront déterminées en collaboration au cours de la mise en œuvre en mettant à profit la technologie moderne. Il s'agit là d'une décision à prendre par la société telle qu'elle existera dans le futur.

(ii) Dépôt en couches géologiques profondes (DCGP) de déchets faiblement et moyennement radioactifs d'Ontario Power Generation (OPG)

Les mécanismes d'autorisation réglementaire après la fermeture de cette installation et le démantèlement des installations de surface pourraient exiger des contrôles institutionnels pour empêcher le public d'accéder au site pendant quelque temps. Dans le cas du DCGP d'OPG, on s'attend à ce que les restrictions d'accès pourraient un jour être levées et que toutes les activités deviennent permises, à l'exception du forage à grande profondeur (sous réserve de toute utilisation continue du site pour des activités nucléaires). Des restrictions pourraient être imposées au zonage et à l'aménagement du terrain. Au stade actuel du programme de DCGP, on ne possède pas encore de détails sur ces aspects ni sur toute activité additionnelle.

H.10.3 Exemple d'élaboration de contrôles institutionnels pour les mines et les usines de concentration d'uranium déclassées en Saskatchewan

Une initiative est en cours dans la province de la Saskatchewan, intitulée Institutional Control Program - Post Closure Management of Decommissioned Mine/Mill Properties on Crown Land in Saskatchewan (draft) (Programme de contrôle institutionnel - Gestion après clôture des terrains de mines et d'usines déclassés sur le territoire domanial en Saskatchewan (ébauche), sous les auspices du ministère provincial de l'Énergie et des Ressources (avril 2008).

Depuis le dernier rapport, la Saskatchewan a entrepris l'élaboration formelle d'un cadre de contrôle institutionnel pour la gestion à long terme des sites de mines et d'usines déclassés sur le territoire domanial provincial. Il s'agit d'assurer la santé, la sécurité et le bien-être des générations futures, d'assurer la certitude et la finalité à l'industrie minière et reconnaître les obligations provinciales, nationales et internationales à l'égard du stockage des matières radioactives. Le ministère de l'Énergie et des Ressources a assumé la responsabilité du registre de contrôle institutionnel. Un Groupe de travail sur le contrôle institutionnel interministériel (ICWG), composé de hauts représentants des ministères de l'Environnement, de l'Énergie et des Ressources, des Affaires du Nord, de la Justice, des Finances ainsi que du Conseil exécutif a élaboré un cadre et consulté les parties intéressées, soit le gouvernement fédéral, l'industrie, les Autochtones et habitants du Nord, les groupes d'intérêt et le grand public.

En mai 2006, la législature provinciale a promulgué la Reclaimed Industrial Sites Act (Loi sur les sites industriels restaurés) pour donner expression à la nécessité d'un contrôle institutionnel. Armé de cette loi, l'ICWG s'est attaqué à l'élaboration du Reclaimed Industrial Sites Regulations, avalisé en mars 2007. La loi et le règlement d'application donnent effet à un Programme de contrôle institutionnel (Institutional Control Program ou ICP). Dans le cas d'une ancienne mine ou usine de concentration d'uranium, l'ICP reconnaît l'autorité de la LSRN telle que mise en application par la CCSN.

Les deux principaux éléments de l'ICP sont :

• le registre de contrôle institutionnel et les fonds de contrôle institutionnel;
• le Fonds de surveillance et d'entretien et le Fonds des événements imprévus.

Le registre tiendra les archives officielles des sites fermés, gérera le financement et exécutera tout le travail de surveillance et d'entretien requis. Les archives du registre consigneront l'emplacement et l'ancien exploitant, la description du site et les rapports historiques d'activité, les activités d'entretien du site, les documents de surveillance et d'inspection ainsi que les utilisations futures autorisées des terrains. Dans le cas d'une mine ou d'une usine de concentration d'uranium déclassée, il archivera toute la documentation et les décisions pertinentes de la CCSN.

Le Fonds de surveillance et d'entretien couvrira les frais de surveillance et d'entretien à long terme. Le Fonds des événements imprévus prendra à charge les événements futurs imprévus, tels que les dommages résultant d'inondations, de tornades ou de tremblements de terre. Afin de réduire le risque couru par la province lorsqu'elle accepte la responsabilité fiduciaire des sites et compenser le coût futur de la surveillance, de l'entretien et des événements imprévus, un financement spécifique réservé au site sera mis en place par son détenteur. Ces sommes seront gérées par la province dans un compte séparé, la loi interdisant de les verser au Trésor.

L'ICP parachève le cadre réglementaire provincial, aidant la province à donner à l'industrie l'assurance d'un climat d'investissement clair et à assumer la responsabilité de la sûreté et de l'environnement. Cela contribue à créer une industrie minière viable et protège les générations futures.

Le ministère de l'Énergie et des Ressources exerce la responsabilité du registre de contrôle industriel. À l'occasion d'un dialogue avec les parties intéressées, un document de discussion a été rédigé esquissant la structure et le fonctionnement du registre et spécifiant les conditions à remplir par une société désireuse d'inscrire un site dans le registre. Ce document de discussion peut être consulté à l'adresse http://ir.gov.sk.ca.

H.11 Programmes de surveillance

Au Canada, un programme de surveillance approuvé doit être en place dans chacune des installations de gestion des déchets radioactifs. Ce programme doit permettre de déceler toute situation dangereuse, ainsi que la détérioration de structures, de systèmes et de composants qui pourraient engendrer une situation dangereuse. Le programme de surveillance permet d'évaluer le rendement des structures de stockage de déchets, de même que de l'ensemble du système de stockage, par rapport aux critères et aux normes de sûreté établis en fonction des dangers potentiels pour la santé et la sécurité des personnes, du biote et de l'environnement. Pour plus de renseignements sur les programmes de surveillance environnementale, voir la section F.6.6. Les niveaux de décharge d'effluents radiologiques des différentes installations de déchets radioactifs sont indiqués dans les annexes 5 à 8.

Un programme typique de surveillance d'une installation de gestion des déchets radioactifs, y compris une zone de dépôt de résidus de mine d'uranium, peut inclure les éléments suivants :

• la surveillance du rayonnement gamma;
• la surveillance des effluents, y compris les émissions dans l'air et sous forme liquide;
• un programme de surveillance environnementale, qui peut comprendre l'étude de la qualité de l'eau ainsi que l'échantillonnage du sol, des sédiments et des poissons;
• la surveillance des eaux de surface et souterraines.

Page précédente | Table des matières | Page suivante