Réponses aux questions découlant de l'examen par les pairs du 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
Le présent document complète 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. Dans le cadre de la septième réunion d’examen, le Canada a reçu 83 questions de 17 parties contractantes. Les réponses présentées dans le document démontrent comment le Canada a respecté ses obligations aux termes de la Convention commune.
| Question Id | Country | Posted By |
Seque-nce | Article | Référence | Question | Réponse |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
16603 |
Canada |
Slovaquie |
1 |
Article 32 |
B, p. 17 |
Tel qu’il est mentionné dans le texte du Rapport national, depuis 1990, la technologie de stockage à sec a été choisie à tous les sites de réacteurs pour l’entreposage temporaire sur place du combustible usé CANDU. A-t-on relevé durant l’exploitation du stockage à sec du combustible usé des problèmes dignes de mention ayant mené à la modification des procédures d’exploitation ou des exigences d’autorisation? |
Aucun changement important n’a été apporté à la technologie ou à l’autorisation des méthodes ou conteneurs de stockage à sec du combustible depuis l’apparition de ces installations dans les années 1990. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens ont acquis de l’expérience de l’exploitation des systèmes de stockage à sec du combustible usé à quatre sites dans l’ensemble du Canada (Chalk River, Douglas Point, Gentilly-1 et Whiteshell). À ce jour, aucun problème important n’a mené à la modification des procédures d’exploitation ou des exigences d’autorisation. L’agrandissement des installations à l’un des sites a toutefois rendu nécessaire la modification des infrastructures de soutien afin de se conformer aux exigences réglementaires modernes (p. ex., en ce qui concerne la sécurité). L’un des défis à venir vise la gestion du vieillissement des structures de stockage, dont bon nombre sont en fin de vie utile (50 ans); la prolongation de leur durée de vie ou leur remplacement est nécessaire, selon les échéanciers prévus de récupération ou de stockage définitif. Aucun problème important relevé durant l’exploitation du stockage à sec du combustible usé n’a nécessité la modification des procédures d’exploitation ou des exigences d’autorisation pour les installations d’Hydro-Québec ou d’Énergie NB. En ce qui a trait aux installations d’Ontario Power Generation, aucun changement important n’a été apporté à la technologie ou à l’autorisation des méthodes ou conteneurs de stockage à sec du combustible depuis l’apparition de ces installations dans les années 1990. De modestes améliorations ont été apportées à la conception des conteneurs pour en faciliter la décontamination, le drainage et le traitement aux fins de stockage. |
16604 |
Canada |
Slovaquie |
2 |
Article 25 |
F, p. 125 |
Le Plan d’intervention conjoint Canada‑États‑Unis en cas d’urgence radiologique, signé en 1996, contient-il des dispositions visant à assurer la mise en place d’une approche harmonisée et d’une coordination appropriée des deux côtés de la frontière nationale en cas d’urgence? |
Veuillez noter que le Plan d’intervention conjoint en cas d’urgence radiologique (1996) cité en référence ne s’applique plus. En cas d’accident grave d’envergure nationale, le Plan d’action Canada-États-Unis sur les infrastructures essentielles établit maintenant les arrangements pertinents. Ce plan d’action non contraignant :
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17090 |
Canada |
États-Unis d’Amérique |
3 |
Article 6 |
K.2.6.1, p. 189 |
Le Rapport note que l’installation de stockage définitif près de la surface des déchets radioactifs de faible activité (DRFA) devrait être en exploitation d’ici 2024. Si ce projet, qui est en attente d’approbation réglementaire, est repoussé, veuillez fournir des renseignements supplémentaires concernant l’incidence de ce report sur la gestion des DRFA. Par exemple, les installations de stockage actuelles disposent-elles d’une capacité suffisante pour recevoir les DRFA, ou de nouvelles installations de stockage seront‑elles nécessaires à court terme? |
Les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) ont élaboré des plans qui leur permettraient de demeurer en exploitation jusqu’à environ l’année 2030 sans devoir construire de nouvelles installations de stockage. De multiples plans d’urgence ont été conçus, évalués et élaborés, et certains plans d’atténuation en sont actuellement à la phase d’exécution. Ils comprennent la réaffectation des installations existantes et/ou le report ou la suspension des activités de déclassement et de remise en état. La solution de rechange visant à maintenir dans son état actuel le stockage des déchets (« ne rien faire ») a été incluse à la section 2.5.2.1 de l’énoncé des incidences environnementales (EIE) de l’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS). L’option de « ne rien faire » pourrait mettre à profit la configuration existante des zones de gestion des déchets (ZGD) des Laboratoires de Chalk River (LCR). Cette configuration comprend l’utilisation d’enceintes et de bâtiments de stockage ainsi que l’intendance permanente ou le stockage surveillé récupérable appliqué au stockage continu; elle nécessiterait pour une période indéfinie de l’espace d’entreposage temporaire destiné aux déchets hérités actuels et aux déchets qui seront générés dans l’avenir (p. ex., durant le déclassement). Toutefois, les ZGD historiques n’ont que peu ou pas de barrières artificielles pour confiner leur inventaire. Par conséquent, ces déchets hérités sont exposés à la météorisation ou à l’érosion (pluie, neige, corrosion, etc.), entraînant le rejet de contaminants dans l’environnement. Bien que les rejets et les répercussions sur les eaux souterraines découlant de ces ZGD soient actuellement gérés, le risque de rejets ou d’impacts environnementaux futurs que représente cet inventaire pourrait être considérablement réduit grâce au renforcement du confinement et de l’isolement du terme source. Le fait de laisser les ZGD historiques dans leur configuration actuelle plutôt que d’assurer le stockage définitif des déchets radioactifs de faible activité (DRFA) ne constitue pas une solution réalisable sur le plan technique puisqu’il est peu probable que cette solution satisfasse aux exigences en matière de réglementation et d’autorisation pour la gestion à long terme des déchets. Par conséquent, la pratique consistant à continuer de construire des systèmes additionnels de stockage temporaire des DRFA au site des LCR n’est pas durable. Elle ne permettra pas de réduire les risques associés aux rejets de déchets ou le coût des activités de laboratoire. De plus, « ne rien faire » ne contribuera pas à créer les conditions nécessaires pour la revitalisation de la propriété des LCR. En outre, tel qu’il est indiqué à la section 2.3 de l’EIE final, la construction de systèmes additionnels de stockage temporaire des DRFA au site des LCR ne respecte pas les principes modernes de gestion des déchets. Conformément à la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs en vigueur au Canada, les producteurs et les propriétaires de déchets radioactifs sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation des installations de stockage définitif nécessaires pour leurs déchets. Par conséquent, les LNC estiment que l’entreposage des déchets dans sa forme actuelle ne constitue pas une solution réalisable sur le plan technique, puisqu’il n’est pas aligné sur les politiques nationales. Compte tenu de ce qui précède, les LNC continuent de mettre à profit les technologies de réduction et de traitement des déchets pour renforcer la capacité de stockage actuellement disponible. Ils continuent de surveiller étroitement leur inventaire tandis qu’ils mettent au point un plan d’urgence en cas d’autres retards. |
17091 |
Canada |
États-Unis d’Amérique |
4 |
Article 12 |
K.3.4.2, p. 192-193 |
Le Rapport indique que, après l’achèvement des projets de Port Hope et de Port Granby, l’entretien et la surveillance à long terme se poursuivront durant des centaines d’années. Veuillez fournir des renseignements supplémentaires sur les activités de surveillance à long terme prévues pour les sites. |
Les systèmes installés à l’intérieur du monticule artificiel en surface et autour de celui-ci aux installations de gestion à long terme des déchets de Port Hope et de Port Granby permettront de surveiller les monticules. Des inspections visuelles et la surveillance des systèmes de collecte de lixiviat permettront de confirmer l’efficacité des systèmes de couverture des monticules. Des capteurs installés dans les systèmes de couvertures et de revêtements de base surveilleront le rendement du monticule, et la qualité des eaux souterraines sera contrôlée par des essais continus réalisés dans des puits forés à cet effet autour des installations. |
17092 |
Canada |
États-Unis d’Amérique |
5 |
Article 26 |
K.2.1, p. 166-167 |
Le Rapport note que les ébauches des documents d’application de la réglementation (REGDOC-1.2.1, REGDOC-2.11.1, REGDOC‑2.11.2 et REGDOC-3.3.1) visent à faire partie du fondement d’autorisation des permis applicables en ce qui concerne la gestion des déchets et les activités de déclassement. Veuillez fournir les échéanciers et processus prévus pour l’adoption des nouvelles exigences par les titulaires de permis après l’approbation par la Commission. |
La mise en œuvre est prise en compte durant l’élaboration du document d’application de la réglementation (REGDOC). La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) comprend un groupe de travail sur la mise en œuvre qui facilite des discussions entre les directions générales internes et qui évalue la nécessité de mettre en œuvre les REGDOC en tout ou en partie, selon des critères comme l’importance pour la sûreté et le risque. Après la publication d’un REGDOC, le personnel de la CCSN communique avec les titulaires de permis pour demander officiellement une analyse des écarts et des plans de mise en œuvre. Les titulaires de permis ont généralement six mois pour présenter ces plans, mais ce délai peut changer selon le REGDOC et le temps nécessaire pour mener à bien le plan. Les plans de mise en œuvre particuliers et les échéanciers connexes sont établis dans le cadre de discussions de suivi entre le personnel de la CCSN et chaque titulaire de permis. Les manuels des conditions de permis sont actualisés afin de refléter cette mise en œuvre en y incluant les REGDOC en tant qu’orientation ou critères de vérification de la conformité de même que les dates pertinentes tirées des plans de mise en œuvre des titulaires de permis. L’état d’avancement de la mise en œuvre des REGDOC fait l’objet de rapports continus à l’intention de la Commission par le biais du rapport de surveillance réglementaire approprié. |
18632 |
Canada |
Royaume-Uni |
6 |
Article 11 |
K2.5 (aussi, article 13) |
La section K2.5 indique que la demande d’Ontario Power Generation (OPG) visant à construire un dépôt géologique en profondeur destiné aux DRFMA a été retirée après que la collectivité ait décidé de ne pas appuyer le projet.
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Une évaluation de l’impact de l’annulation du projet a été réalisée dans le cadre de la planification d’urgence et a servi à déterminer les exigences de stockage des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA) à l’avenir en fonction de divers scénarios. Les variables comprennent la date d’entrée en service d’un dépôt ainsi que la réduction du volume de l’inventaire actuel et le taux de production des déchets d’exploitation. Durant de nombreuses années, Ontario Power Generation (OPG) a mis à profit diverses méthodes et technologies pour minimiser la production de déchets nucléaires et pour maintenir les matériaux propres hors du flux de déchets (p. ex., en utilisant de l’équipement de protection individuelle lavable). Tout en explorant d’autres solutions pour le stockage définitif, OPG continuera de prioriser les efforts de réduction des déchets. Cela comprend la minimisation de la production de déchets à la source, des innovations sur le plan du traitement des déchets pour en réduire le volume et le recyclage des matériaux propres. À l’installation de gestion des déchets Western, d’autres projets ont été entrepris afin de trier et de séparer les déchets radioactifs de faible activité et d’en réduire le volume, en particulier les déchets qui sont en entreposage temporaire depuis des dizaines d’années. Diverses technologies ont servi à décontaminer les matériaux, dans la mesure du possible, et on explore des solutions pour le recyclage des composants métalliques de grande taille. Pour la durée de vie utile prévue des installations existantes, OPG dispose de la capacité nécessaire pour stocker les déchets futurs à l’intérieur du périmètre de ses propriétés autorisées. Le Canada continue de respecter ses obligations en vertu de la Convention commune. À l’heure actuelle, tous les déchets radioactifs, y compris les DRFMA qui devaient être stockés définitivement dans le dépôt géologique en profondeur d’OPG, sont entreposés en toute sûreté dans des installations, emplacements et sites autorisés par la CCSN. Ceci demeurera un défi et une mesure d’amélioration de la sûreté dans le prochain Rapport national pour la Convention commune du Canada. |
18633 |
Canada |
Royaume-Uni |
7 |
Article 11 |
K2.6 (aussi, article 13) |
La section K2.6 indique que le Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs a lancé un projet visant à élaborer une stratégie intégrée de gestion des déchets pour le Canada, attendue en 2020.
Le projet a été lancé en réponse à une mesure de la Convention commune qui ne visait pas Ontario Power Generation.
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À l’automne 2020, le ministre des Ressources naturelles du Canada a chargé la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) de diriger un processus de mobilisation de la population canadienne et des peuples autochtones pour recueillir des renseignements en vue de l’élaboration d’une stratégie intégrée de gestion à long terme de tous les déchets radioactifs du Canada. Les travaux viseront à combler les lacunes existantes, en particulier en ce qui concerne les plans de gestion à long terme des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité. La stratégie proposée devra s’aligner sur la politique en matière de gestion des déchets radioactifs modernisée du gouvernement fédéral. En collaboration avec les producteurs et propriétaires de déchets, le gouvernement, les peuples autochtones, les organisations de la société civile et les parties intéressées au sein de la population canadienne, l’accent sera mis sur ce qui suit :
Les recommandations relatives à la stratégie tiendront compte des commentaires du public, du savoir autochtone, du consensus de la communauté scientifique internationale et des pratiques exemplaires du monde entier. L’ébauche des recommandations sera publiée en 2022. La population canadienne, les peuples autochtones et les parties intéressées auront l’occasion de formuler des commentaires sur ces recommandations avant qu’elles ne soient finalisées aux fins de présentation au ministre des Ressources naturelles du Canada. Le processus de mobilisation de la SGDN a préséance sur les travaux entamés par les organisations membres du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs, qui ont participé aux activités de mobilisation de la SGDN et formulé leurs commentaires. La stratégie est distincte du plan du Canada à l’égard du combustible nucléaire usé, soit le processus de choix de l’emplacement dans le cadre de l’initiative de gestion adaptative progressive, et met à profit les 20 ans d’expertise reconnue de la SGDN sur le plan de la mobilisation de la population canadienne et des peuples autochtones à l’égard des plans visant la gestion à long terme en toute sûreté du combustible usé. |
18634 |
Canada |
Royaume-Uni |
8 |
Article 4 |
B.1.3.1.5 |
La section B.1.3.5 indique que les grappes de combustible CANDU peuvent être entreposées dans des conteneurs de stockage à sec jusqu’à 100 ans, ou même plus, sans perte d’intégrité. D’autres études sont en cours.
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En préparation de l’établissement des installations de stockage à sec du combustible aux sites d’Ontario Power Generation, des études et analyses considérables ont été réalisées afin d’optimiser la durée de vie et la fiabilité des conteneurs de stockage à sec du combustible. Depuis l’établissement de l’installation de gestion des déchets de Pickering en 1994, des études empiriques ont été menées sur les conteneurs (en service et de contrôle) pour valider les hypothèses formulées à la phase préliminaire de la conception et pour continuellement actualiser le cycle de vie prévu de ces composants. À l’origine, la durée de vie utile prévue d’un conteneur de stockage à sec du combustible était de 50 ans. Le terme « autres études » s’applique à la validation de la durée de vie prévue de 100 ans. |
18635 |
Canada |
Royaume-Uni |
9 |
Article 19 |
E.2.3.7, E.2.3.7.1 (aussi, article 20) |
La section E.2.3.7 mentionne la possibilité pour la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) de déléguer aux termes de la loi la responsabilité de délivrer certains types de permis à des personnes appelées « fonctionnaires désignés ».
La section E.2.3.7.1 mentionne une décision d’autorisation « importante ».
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En vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), la Commission peut autoriser des fonctionnaires désignés (FD) à assumer des pouvoirs précis. Ces pouvoirs comprennent, sans s’y limiter, les décisions d’autorisation et les décisions d’homologation à faible risque. Les décisions d’autorisation visant les types d’installations nucléaires suivantes sont rendues par la Commission de la CCSN :
Pour les demandes visant d’autres permis, la Commission peut, en vertu de la LSRN, autoriser certains membres du personnel de la CCSN à prendre des mesures précises d’autorisation ou de réglementation. Les personnes autorisées à exercer ce pouvoir décisionnel sont appelées « FD ». Lorsque la Commission désigne une personne en tant que FD, elle fournit à cette personne un certificat de fonctionnaire désigné conformément aux articles 34 et 35 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. La CCSN compte 35 postes de FD. En général, ces postes sont ceux de gestionnaires des opérations au sein de la Direction générale de la réglementation des opérations et de la Direction générale du soutien technique de la CCSN. Tel qu’il est susmentionné, les décisions d’autorisation rendues par des FD concernent les installations et activités à faible risque. Par exemple, les FD délivrent généralement chaque année des milliers de permis visant les installations de médecine nucléaire, de gammagraphie industrielle et d’accélérateurs médicaux. Les FD examinent rigoureusement toutes les demandes de décision, auxquelles s’appliquent les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le programme des fonctionnaires désignés de la CCSN, veuillez consulter le lien suivant : https://nuclearsafety.gc.ca/fra/the-commission/designated-officers. La section E.2.3.7.1 du Rapport national du Canada mentionne des décisions importantes de la Commission à la suite du processus d’audience publique en deux parties. Les audiences publiques sont régies par les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (les Règles). Les Règles stipulent qu’une audience publique, qu’elle soit en une ou en deux parties, peut être tenue sur une ou plusieurs journées (c’est-à-dire qu’une audience en une seule partie peut aussi se dérouler sur plus d’une journée). Dans le présent document, il est question d’audiences publiques en une partie (plutôt qu’en une journée) et d’audiences publiques en deux parties (plutôt qu’en deux jours). Les audiences publiques portent sur des activités d’autorisation plus sensibles (comme les renouvellements de permis, les modifications sur le plan de la technologie ou le retrait d’une condition de permis importante pour les installations de catégorie IA et de catégorie IB ainsi que les mines et usines de concentration d’uranium) ou pour lesquelles l’intérêt du public est élevé. En général, les demandes de renouvellement de permis de centrales nucléaires ou les demandes visant de grands projets de gestion des déchets sont examinées par la Commission dans le cadre d’une audience en deux parties en raison de l’intérêt élevé du public. Les deux types d’audiences comprennent des interventions de membres du public, d’autres parties intéressées et des Nations et communautés autochtones. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur les audiences publiques de la Commission et les audiences publiques en deux parties susmentionnées, veuillez consulter la page Web suivante : https://nuclearsafety.gc.ca/fra/the-commission/hearings/index. |
18636 |
Canada |
Royaume-Uni |
10 |
Article 19 |
E.2.3.8.2 |
La section E.2.3.8.2 indique que les permis sont généralement délivrés pour cinq à dix ans et que, en 2002, la CCSN a adopté une période d’autorisation souple.
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L’article 26 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) interdit à toute personne d’exécuter certaines activités sans y être autorisée par un permis. De plus, conformément à la LSRN et à ses règlements d’application, les demandeurs et titulaires de permis sont tenus de prendre des dispositions adéquates en vue du déclassement en toute sûreté des installations nucléaires existantes ou proposées, notamment en veillant à ce que des ressources ou des garanties financières suffisantes soient disponibles pour financer toutes les activités de déclassement approuvées si le titulaire de permis n’est pas en mesure de s’acquitter de ses obligations. Les garanties financières représentent la volonté concrète du demandeur ou du titulaire de permis de faire en sorte que des ressources financières suffisantes soient disponibles pour cesser les activités autorisées en toute sûreté. Sur le plan opérationnel, la Commission peut également exiger que les ressources financières soient disponibles pour mettre fin à des activités autorisées autres que le déclassement d’installations nucléaires. Pour obtenir des renseignements supplémentaires, veuillez consulter le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées. Si un titulaire de permis n’est pas en mesure de demander un autre permis ou refuse de le faire, la Commission a le pouvoir de recourir à la garantie financière de la manière qu’elle juge appropriée, y compris pour mettre fin aux activités autorisées et déclasser l’installation. |
18637 |
Canada |
Royaume-Uni |
11 |
Article 20 |
Figure E.12 |
La figure E.12 montre les ministères et organismes gouvernementaux responsables de la gestion des déchets radioactifs au Canada. Elle semble montrer la même structure hiérarchique ministérielle pour l’organisme de réglementation et pour les organisations responsables de l’élaboration et de l’application de la politique visant le stockage définitif des déchets.
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La section E.3.2 du Septième Rapport national du Canada porte sur l’indépendance de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). 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 des Ressources naturelles. La loi habilitante est claire : nous rendons compte au Parlement par l’entremise d’un ministre, mais nous ne relevons pas d’un ministre. La CCSN rend des décisions indépendantes, équitables et impartiales pour réglementer le secteur nucléaire. La Commission elle-même est un organisme quasi judiciaire. Les décisions de la Commission ne peuvent faire l’objet d’une révision que par la Cour fédérale. Il en découle que toute décision de la Commission peut être scrutée à la loupe pour déterminer si ses motifs sont raisonnables et si le processus de la Commission est équitable. Les décisions sont fondées sur les connaissances scientifiques, et elles tiennent compte du risque et de toutes les données probantes présentées durant les audiences publiques libres et inclusives. Aucun permis ne sera délivré si la Commission n’est pas pleinement satisfaite qu’une activité ou un projet sera exécuté en toute sûreté. La Commission assume ses responsabilités comme suit :
La CCSN est un organisme indépendant du gouvernement fédéral. En vertu de l’article 19 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le gouverneur en conseil (Cabinet) dispose des pouvoirs nécessaires pour donner à la Commission des instructions d’orientation générale sur sa mission. Par conséquent, le respect des exigences de la mission de la CCSN incombe exclusivement à la CCSN et n’est pas assujetti à la direction du ministre des Ressources naturelles. |
18638 |
Canada |
Royaume-Uni |
12 |
Article 20 |
E.3.1.5 |
La section E3.1.5 indique que la CCSN a élaboré un plan de protection des capacités essentielles dans lequel elle détermine les rôles essentiels et les vulnérabilités à l’égard des ressources, dresse la liste des capacités liées à la sûreté nucléaire et élabore des plans de ressourcement en vue de gérer les risques, notamment par la planification de la relève.
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La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) dispose d’une stratégie évolutive de gestion des ressources humaines qui est fondée sur l’analyse de l’effectif. Les directions sont responsables de leurs propres plans de gestion de l’effectif en vue de protéger les capacités essentielles. Le personnel des ressources humaines fournit chaque trimestre à la haute direction les données sur l’effectif pour faciliter l’élaboration de plans financiers et de plans des ressources humaines. En outre, compte tenu des importants changements qui attendent l’industrie nucléaire et qui devraient avoir une incidence sur le fonctionnement de la CCSN, une tierce société d’expertise-conseil a été chargée d’élaborer un plan stratégique de gestion de l’effectif pour l’organisation. La CCSN dispose d’un mécanisme de délégation de pouvoirs aux cadres afin de permettre à ces derniers d’assumer les responsabilités qui leur sont assignées sur le plan des finances et des ressources humaines. La stratégie des RH comprend la planification de l’effectif et de la relève pour les rôles indiqués à la disposition 1 de l’article 20 de la Convention commune. |
18639 |
Canada |
Royaume-Uni |
13 |
Article 24 |
F.4.2 |
Selon la section F.4.2 du Rapport national du Canada, l’article 14 du Règlement sur la radioprotection stipule que les limites de doses ne doivent pas être dépassées et établit à 150 mSv pour une période de dosimétrie d’un an cette limite de dose au cristallin de l’œil. L’appendice III des Prescriptions générales de sûreté (GSR) Part 3 établit des limites de doses aux extrémités ou à la peau et au cristallin de l’œil. Les GSR Part 3 ont révisé cette limite de dose au cristallin de l’œil, qui est passée de 150 mSv à 20 mSv par année (ou 100 mSv répartis sur cinq ans). Cette modification est fondée sur la publication 118 de la CIPR.
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La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) a publié le 21 avril 2011 une déclaration officielle indiquant que le seuil de dose pour la réaction du cristallin est ou pourrait être inférieur à ce qu’on prenait en compte auparavant. Elle précisait dans cette déclaration que le seuil de dose absorbée était maintenant établi à 0,5 gray (ce qui équivaut à 0,5 Sv pour le rayonnement bêta et photonique). En ce qui concerne l’exposition professionnelle planifiée, la CIPR a donc recommandé une limite de dose équivalente au cristallin de l’œil de 20 mSv en moyenne par an, répartie sur des périodes de cinq ans définies (c.-à-d., 100 mSv sur cinq ans) et ne dépassant pas 50 mSv pour une seule année. L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a également incorporé ces recommandations de la CIPR dans l’appendice III des GSR Part 3. À la suite d’activités exhaustives de consultation des parties intéressées et d’analyses comparatives, le Règlement sur la radioprotection de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a été modifié en novembre 2020 (l’entrée en vigueur des dispositions transitoires est prévue le 1er janvier 2021). Le Règlement révisé reflète les mises à jour fondées sur l’expérience d’exploitation et s’inspire de l’orientation internationale, y compris les publications 103 et 118 de la CIPR ainsi que les GSR Part 3 de l’AIEA. Durant la phase de consultation préalable à la publication du processus de modification du Règlement, la CCSN a proposé deux modifications à la limite de dose équivalente au cristallin. La première de ces modifications consiste à diminuer la limite de dose équivalente au cristallin d’un travailleur du secteur nucléaire (TSN) pour la faire passer de 150 mSv par an à 50 mSv pour une période de dosimétrie d’un an. La seconde est d’ajouter une nouvelle limite de dose équivalente au cristallin d’un TSN de 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans. Les parties intéressées ont fourni des commentaires exhaustifs sur ces modifications proposées, incluant leur accord général à l’égard de la limite de dose proposée pour une période de dosimétrie d’un an. Toutefois, elles ont exprimé des préoccupations quant aux données scientifiques sur lesquelles repose la recommandation de la CIPR concernant une limite de dose sur cinq ans et ont cité des problèmes de mise en œuvre, notamment l’absence actuelle d’un dosimètre autorisé pour mesurer cette dose au Canada. Elles ont également exprimé des préoccupations importantes quant aux coûts de mise en œuvre et de gestion des expositions du cristallin inférieure à la dose moyenne de 20 mSv par an, en particulier dans le cadre des travaux à haut risque de remise à neuf des centrales nucléaires. Des parties intéressées ont indiqué que, dans certaines situations, une limite établie sur cinq ans pourrait restreindre l’emploi des travailleurs. D’après une analyse de tous les renseignements disponibles, la CCSN a décidé de ne pas adopter la limite de dose sur cinq ans proposés pour le cristallin. La limite de dose équivalente au cristallin d’un TSN a été réduite, passant de 150 mSv pour une période de dosimétrie d’un an à 50 mSv pour une période de dosimétrie d’un an. La CCSN a étayé son orientation dans les documents d’application de la réglementation REGDOC-2.7.1, Radioprotection et REGDOC‑2.7.2, Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle pour clarifier ses attentes. La limite de dose révisée au cristallin renforce la protection des travailleurs et donne suite aux préoccupations des parties intéressées à l’égard de l’incidence sur l’emploi des travailleurs; elle donnera également plus de temps à l’industrie et aux universités pour mener des recherches sur les données probantes qui appuient les recommandations de la CIPR. En outre, elle accordera le temps nécessaire pour établir des services de dosimétrie autorisés au Canada et pour résoudre les problèmes pratiques liés à la mise en œuvre. On attend toujours des titulaires de permis qu’ils incluent dans leurs programmes de radioprotection des mesures pour gérer les doses cumulatives au cristallin de l’œil. De l’orientation supplémentaire précisant les attentes de la CCSN à ce sujet a été ajoutée au REGDOC-2.7.1. Les futures modifications de la limite de dose au cristallin, y compris l’adoption d’une limite de dose sur cinq ans, seront examinées lors du prochain examen du Règlement sur la radioprotection. |
18640 |
Canada |
Royaume-Uni |
14 |
Article 2 |
K.3.2.2 |
La section K.3.2.2. mentionne la centrale nucléaire de Gentilly-2 et les activités de stockage sous surveillance. Cette section fournit les données numériques organisationnelles pour la phase du cycle de vie visant le stockage sous surveillance.
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La centrale nucléaire de Gentilly-2 n’est pas désignée comme une installation de gestion des déchets radioactifs et fait l’objet d’un permis de déclassement d’un réacteur de puissance. Conformément à son plan de déclassement, Hydro-Québec a adapté son organisation en fonction de ses besoins (exigences réglementaires, avancement des travaux, etc.). L’organisation comprend actuellement le personnel d’exploitation, d’entretien, de radioprotection et de protection de l’environnement, les techniciens de laboratoire et les ingénieurs de projet. Elle est adaptée aux activités à exécuter et aux exigences réglementaires à respecter. Hydro-Québec a également eu recours à des entrepreneurs pour certaines activités. |
18852 |
Canada |
République de Corée |
15 |
Article 25 |
F.5, 121~125 |
Le Rapport ne décrit pas les zones de planification d’urgence. Le concept de zones de planification d’urgence, comme la zone de mesures préventives (ZMP) et la zone de planification des mesures de protection immédiates (ZMI), est-il appliqué aux installations de gestion des déchets radioactifs? |
Les zones de planification d’urgence s’appliquent principalement aux centrales nucléaires. Pour les installations de gestion des déchets, un rapport d’analyse de la sûreté est rédigé afin de déterminer les accidents crédibles et les conséquences connexes sur les doses au public. D’après ces rapports d’analyse de la sûreté, aucune situation d’urgence n’aboutirait à un rejet assorti d’une dose au public qui nécessiterait l’établissement de zones de planification d’urgence pour les installations de gestion des déchets du Canada. |
18853 |
Canada |
République de Corée |
16 |
Article 26.1 |
F.6.1, 126 |
Conformément au guide d’application de la réglementation de la CCSN G-219, les plans de déclassement doivent être tenus à jour tout au long du cycle de vie d’une activité autorisée.
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Le document d’orientation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées a été remplacé par le document d’application de la réglementation REGDOC-2.11.2, Déclassement en janvier 2021. Le REGDOC-2.11.2 énonce les exigences et l’orientation relatives à la planification et à la préparation ainsi qu’à l’exécution et à l’achèvement du déclassement. Les exigences et l’orientation énoncées dans la norme CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires complètent ce REGDOC. Ensemble, ce REGDOC et la norme CSA N294 établissent des exigences et de l’orientation relatives au déclassement. D’après la section 7.1 du REGDOC-2.11.2, lorsque le déclassement prend plus de cinq ans, le plan détaillé de déclassement sera revu et, le cas échéant, mis à jour tous les cinq ans ou à la demande de la CCSN. Le PDD devrait être révisé et mis à jour en fonction des incidents ou des événements ayant des conséquences pour le déclassement, des exigences réglementaires révisées, de l’expérience d’exploitation et des leçons apprises ainsi que des percées technologiques relatives au déclassement. |
18854 |
Canada |
République de Corée |
17 |
Article 9.3 |
G.6.1, 138 |
On indique que le système de stockage à sec pour le combustible nucléaire usé fait l’objet d’inspections périodiques pour prévenir la dégradation. Existe-t-il une procédure de récupération du combustible usé en stockage si on découvre un vieillissement et une dégradation inattendus lors des inspections et essais? |
Toutes les installations autorisées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) qui sont munies de technologies de stockage à sec destinées au combustible usé sont assujetties à des conditions de permis précises nécessitant la mise en œuvre et la tenue à jour de programmes de gestion du vieillissement. Les conteneurs de stockage à sec du combustible aux installations d’Ontario Power Generation sont remplis sous l’eau dans une piscine de stockage du combustible usé, séchés sous vide, puis fermés par soudure. Cette même séquence serait inversée pour décharger les conteneurs, au besoin. Les conteneurs font l’objet d’une surveillance annuelle et, à l’heure actuelle, leur intégrité demeure excellente. Si on estime que des procédures détaillées sont nécessaires, elles seront élaborées conformément au cadre de gouvernance en vigueur. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens ont maintenu les capacités existantes en vue de récupérer le combustible usé en stockage et en ont mis au point de nouvelles. À l’heure actuelle, il n’a pas été nécessaire de déployer ces capacités dans un site canadien. À Gentilly-2, la première option consiste à retirer les paniers contenant les grappes de combustible usé de chaque cylindre défaillant et à remettre les paniers dans la piscine de stockage. Si la piscine de stockage est drainée et n’est plus accessible, la deuxième option consiste à transférer les paniers dans l’un des trois cylindres de secours vides. La dernière option consiste à construire, aux fins d’utilisation rapide, de petits silos destinés au stockage du combustible usé. Le rapport d’analyse de la sûreté tient déjà compte de la défaillance possible des enceintes de stockage à sec et établit les mesures à prendre dans une telle situation. Le programme de gestion du vieillissement comprend des inspections trimestrielles de toutes les installations de gestion des déchets. Régulièrement (deux fois par année pour les deux premières années du stockage à sec, puis chaque année par la suite), Hydro-Québec analyse l’air interstitiel dans chaque cylindre contenant des paniers de combustible usé. En cas de défaillance simultanée des deux premières barrières, Hydro-Québec détecterait la radioactivité dans les échantillons d’air. Tous les résultats démontrent que l’intégrité est maintenue. |
18855 |
Canada |
République de Corée |
18 |
Généralités |
K.3.1, 190 |
On indique que le gouvernement devrait renforcer la politique en vigueur et élaborer la stratégie connexe en fonction de l’examen du SEIR de l’AIEA.
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Modernisation de la Politique canadienne en matière de gestion des déchets radioactifs Ressources naturelles Canada (RNCan) est le ministère fédéral responsable de la Politique canadienne en matière de gestion des déchets radioactifs. Le gouvernement du Canada est déterminé à assurer l’amélioration continue sur le plan de la mise en place de solutions sûres de gestion des déchets radioactifs pour les générations à venir. Le 16 novembre 2020, le ministre des Ressources naturelles a lancé un processus visant à réviser et à moderniser la politique canadienne de gestion des déchets radioactifs et de déclassement pour veiller à mettre en place une politique rigoureuse de gestion des déchets radioactifs qui continue de respecter les normes internationales, qui est fondée sur les meilleures données scientifiques et qui reflète les valeurs et principes de la population canadienne. Cet engagement donne suite aux attentes de la population canadienne et aux recommandations internationales formulées dans le cadre de la mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR), et il vise à renforcer la confiance de la population canadienne dans la gestion à long terme de tous les déchets radioactifs du Canada. RNCan dirige le processus en étroite collaboration avec d’autres ministères et organismes fédéraux responsables des déchets radioactifs, y compris Environnement et Changement climatique Canada, Santé Canada et Affaires mondiales Canada. De novembre 2020 à mai 2021, RNCan a mobilisé les peuples autochtones, le public, les parties intéressées, les spécialistes et toute autre personne susceptible d’avoir un intérêt pour leur demander de quelle manière ils souhaitent participer au processus et quels éléments devraient être abordés dans une politique modernisée de gestion des déchets radioactifs. En tout, 150 rencontres et séances de mobilisation ont eu lieu, et plus de 600 mémoires ont été reçus. Les opinions, perspectives et commentaires écrits sont mis à la disposition du public dans un rapport Ce que nous avons entendu et dans deux sommaires des activités de mobilisation à l’adresse suivante : https://www.rncanengagenrcan.ca/fr/content/ce-que-nous-avons-entendu. Le 1er février 2022, le Canada a publié l’ébauche de la Politique en matière de gestion des déchets radioactifs et de déclassement dans le cadre d’une période de commentaires du public de 60 jours se terminant le 2 avril 2022. La publication d’une politique actualisée définitive est attendue en 2022. La politique modernisée établira le cadre et l’orientation générale de l’exécution de la gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada. Lorsque RNCan aura publié la Politique en matière de gestion des déchets radioactifs et de déclassement, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) mènera un examen exhaustif du cadre de réglementation visant la gestion des déchets et le déclassement pour veiller à ce qu’il soit aligné sur la politique. Si la CCSN cerne des incohérences entre le cadre de réglementation et la politique, elle prend les mesures qui s’imposent pour aligner le cadre sur la politique. Élaboration d’une stratégie intégrée de gestion des déchets radioactifs Au Canada, les producteurs et propriétaires de déchets sont responsables de mettre au point des plans pour la gestion sûre de leurs déchets, y compris à long terme. Bien qu’une stratégie intégrée doive être définie par les producteurs et propriétaires de déchets, qui connaissent le mieux leurs déchets et priorités, elle doit également être alimentée par le biais d’un dialogue avec les parties intéressées au sein de la population canadienne. Le ministre des Ressources naturelles du Canada a demandé à la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) de diriger un dialogue avec la population canadienne et les peuples autochtones afin d’élaborer la stratégie intégrée pour la gestion de tous les déchets radioactifs du Canada. La stratégie intégrée devrait comprendre ce qui suit :
La SGDN a entamé ces démarches le 30 mars 2021. La stratégie intégrée est encore en cours d’élaboration et sera présentée au ministre des Ressources naturelles du Canada aux fins d’examen à la fin du processus de modernisation de la politique. |
18856 |
Canada |
République de Corée |
19 |
Article 26 |
Annexe 8.1, 290 |
Les Laboratoires de Chalk River ont planifié le déclassement du réacteur NRX en fonction de l’état final convenu avec la CCSN.
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La stratégie de déclassement du réacteur NRX divise les activités en deux phases de travail distinctes :
Les activités de la phase 1 ont été approuvées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire par le biais d’un plan détaillé de déclassement (PDD), et les travaux progressent comme prévu. Un deuxième PDD visant la phase 2 proposera l’état final définitif du réacteur NRX, en fonction des renseignements recueillis durant la phase 1, en tenant compte des facteurs liés à la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, la planification stratégique et l’expérience d’autres projets de déclassement de réacteurs de recherche canadiens et internationaux. Dans le plan préliminaire de déclassement, l’état final définitif du réacteur NRX a été décrit comme l’enlèvement complet des structures du réacteur NRX, de tout l’équipement de processus ainsi que des cuves, réservoirs, conduites, services, systèmes de contrôle, bâtiment 100 et semelles de béton connexes. L’état final définitif de référence indiquait que le site de l’ancien réacteur NRX et du bâtiment 100 concorderait avec son emplacement dans la zone contrôlée 2 des Laboratoires de Chalk River. |
18857 |
Canada |
République de Corée |
20 |
Article 26 |
Annexe 8.2, 292 |
En ce qui concerne l’installation de gestion des déchets de Douglas Point, les LNC comptent tenir une audience prévue en 2020 pour entamer la phase 3 du déclassement.
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Les règles régissant le déroulement d’une audience sont consignées dans les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (laws.justice.gc.ca/PDF/SOR-2000-211.pdf). L’audience de 2020 visant l’installation de gestion des déchets de Douglas Point a pris la forme d’une audience publique en une partie. Pour une audience en une partie, le demandeur, le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) et les intervenants présentent à la Commission au cours d’une seule séance toutes les données probantes nécessaires pour rendre des décisions d’autorisation. Pour permettre aux intervenants potentiels d’examiner la proposition et de se préparer à l’audience, les mémoires du demandeur et du personnel de la CCSN doivent être déposés au moins 60 jours avant le jour de l’audience. Les intervenants sont ensuite invités à déposer leur mémoire au moins 30 jours avant la date d’audience. Les participants peuvent déposer des renseignements supplémentaires jusqu’à sept jours avant la journée d’audience. Lors d’une audience publique, une interprétation simultanée dans l’une ou l’autre des langues officielles du Canada est assurée au besoin. Les transcriptions verbatim sont rédigées et affichées sur le site Web de la CCSN après chaque jour d’audience. La décision de la Commission ainsi que les motifs de cette décision sont publiés après la conclusion de l’audience. Au terme de l’audience de 2020 visant l’installation de gestion des déchets de Douglas Point, la Commission a approuvé la demande. Le compte rendu de décision connexe se trouve à l’adresse suivante : https://nuclearsafety.gc.ca/fra/the-commission/pdf/Decision-CNL-DPWM-20-H4-f.pdf. À l’audience de la Commission, les participants comprennent le personnel de la CCSN, le promoteur et les intervenants. La liste des intervenants à cette audience de 2020 incluait des Nations et communautés autochtones, des citoyens individuels, des groupes de citoyens et de défense des intérêts, des syndicats et des associations, des municipalités et des cantons ainsi que d’autres titulaires de permis de la CCSN. |
18858 |
Canada |
République de Corée |
21 |
Article 22 |
F.2.2.1 |
On indique que l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH) a débuté en 2001 pour traiter les déchets historiques.
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Les déchets radioactifs de faible activité historiques (DRFA) sont principalement du sol contaminé par les résidus des activités de raffinage du radium et de l’uranium d’Eldorado Nuclear, une ancienne société d’État exploitée entre les années 1930 et 1980. Les déchets historiques contiennent également un faible volume de matériaux de construction contaminés des installations d’Eldorado. L’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH) est exécutée en deux projets : le projet de Port Granby et le projet de Port Hope. À Port Granby, les DRFA historiques ont été excavés d’un ancien site de gestion des déchets sur la rive du lac Ontario et transportés vers une nouvelle installation de gestion à long terme des déchets à 700 m du lac, où ils sont gérés en toute sûreté dans un monticule artificiel de stockage en surface qui a été recouvert et fermé en 2021. Le projet de Port Hope vise des déchets qui proviennent de divers sites à Port Hope et qui sont excavés et transportés vers une nouvelle installation de gestion à long terme des déchets se trouvant dans cette collectivité afin d’être placés dans un monticule artificiel en surface. |
18859 |
Canada |
République de Corée |
22 |
Article 23 |
F.3.2 |
En ce qui concerne le système de gestion de la qualité (SGQ) :
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Le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) évalue les documents du titulaire de permis en fonction des exigences réglementaires établies dans la norme CSA N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires et/ou d’autres documents d’application de la réglementation (REGDOC) ou normes applicables. La liste de vérification est un tableau comportant les exigences réglementaires applicables, auquel on ajoute les renseignements présentés par le titulaire de permis en vue de donner suite à ces exigences. En général, les documents de niveau I (manuel du système de gestion) et de niveau II (programmes) sont examinés. En fonction d’une approche tenant compte du risque et selon la complexité des documents d’un titulaire de permis, le personnel de la CCSN pourrait examiner des documents de niveau III pour évaluer dans quelle mesure ces documents démontrent le respect des exigences établies dans les programmes. Le personnel de la CCSN tient également des rencontres de promotion avec les titulaires de permis, surtout lorsqu’une nouvelle norme ou des modifications majeures entrent en vigueur. Si un nouveau REGDOC ou une nouvelle norme est publié, la première chose que fait la CCSN est de demander aux titulaires de permis de présenter une analyse des écarts et un plan de mise en œuvre à son personnel aux fins d’examen et d’approbation. Durant les activités de vérification de la conformité comme les inspections, le personnel de la CCSN détermine les mesures correctives nécessaires et formule des recommandations pour améliorer les systèmes de gestion des titulaires de permis. Ces recommandations sont fondées sur les bonnes pratiques de l’industrie ou sur l’expérience d’exploitation du personnel de la CCSN. Les mesures correctives sont des étapes que doit suivre le titulaire de permis pour corriger des cas de non-conformité aux exigences relatives au programme du système de gestion. Ces mesures correctives font l’objet d’un suivi par la CCSN jusqu’à leur achèvement. |
18860 |
Canada |
République de Corée |
23 |
Article 4.1 |
G.1.1 |
La section G.1.1 décrit la sûreté-criticité, mais ne précise pas le processus d’évacuation de la chaleur résiduelle et la réglementation pertinente. À quel endroit les renseignements sur l’évacuation de la chaleur résiduelle se trouvent-ils? Quels sont-ils, en détail? |
Toutes les installations autorisées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) qui sont munies de technologies de stockage à sec ou en piscine du combustible usé sont assujetties à des conditions de permis précises nécessitant la mise en œuvre et la tenue à jour de programmes d’analyse de la sûreté. Le cadre de réglementation de la CCSN est appliqué de manière holistique; par conséquent, certaines exigences pourraient se trouver dans des documents d’application de la réglementation relevant d’autres domaines de sûreté et de réglementation. Le manuel des conditions de permis énonce les exigences réglementaires (REGDOC ou normes) auxquelles un titulaire de permis doit se conformer. En ce qui concerne l’évacuation de la chaleur résiduelle, les normes CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié et N292.2, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié sont indiquées comme étant des sources pertinentes de renseignements réglementaires. |
18861 |
Canada |
République de Corée |
24 |
Article 9 |
G.6.1 |
On indique que les exploitants nucléaires réalisent des essais, inspections et contrôles périodiques pour prévenir le vieillissement des systèmes, structures et composants relatifs au stockage à sec du combustible nucléaire usé.
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Les exigences réglementaires relatives à l’inspection, à la surveillance, aux essais et à l’entretien sont énoncées dans le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire REGDOC‑2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs et dans les normes CSA suivantes : CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, CSA N292.1, Entreposage humide du combustible irradié et d’autres matières radioactives et CSA N292.2, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié. Les châteaux de stockage à sec du combustible d’Ontario Power Generation sont remplis d’hélium à la dernière étape du traitement. De plus, la surveillance régulière des châteaux vise à contrôler le vieillissement et à confirmer l’intégrité des conteneurs de stockage. Ces mesures permettent de maintenir des conditions optimales pour le stockage à long terme du combustible nucléaire usé, minimisant ainsi le potentiel de vieillissement accéléré. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC), pour le compte d’Énergie atomique du Canada limitée, mettent en œuvre un programme exhaustif de surveillance et d’inspection des systèmes de stockage à sec destinés au combustible usé. Les inspections ont été axées sur la surveillance des structures de stockage (physique), la surveillance des bagues annulaires des colis de déchets en stockage (physique et chimique) ainsi que les inspections visuelles in situ au moyen d’un outil/système d’inspection mis au point par les LNC. À ce jour, aucun signe de dégradation des colis n’a nécessité une inspection approfondie du combustible usé lui-même. On note toutefois que les LNC comptent réaliser, aux termes d’une entente commerciale entre des organismes au Canada et en Corée, des inspections physiques du combustible usé pour évaluer l’incidence après 50 ans de stockage à sec. Régulièrement (deux fois par année pour les deux premières années du stockage à sec, puis chaque année par la suite), Hydro-Québec analyse l’air interstitiel dans chaque cylindre contenant des paniers de combustible usé. La méthode de stockage à sec privilégiée par Hydro-Québec (modules CANSTOR) comporte trois barrières de sûreté distinctes : la première est la gaine des grappes de combustible, la deuxième est le panier soudé, qui contient 60 grappes, et la troisième est le cylindre, qui contient dix paniers. En cas de défaillance simultanée des deux premières barrières, Hydro‑Québec détecterait la radioactivité dans les échantillons d’air. L’absence de radioactivité dans l’air interstitiel des cylindres constitue un indicateur de l’intégrité des grappes en stockage à sec. En ce qui a trait à Énergie NB, les essais, inspections et contrôles périodiques ne visent pas le combustible usé lui-même, mais seulement les structures dans lesquelles ce combustible est stocké. |
18862 |
Canada |
République de Corée |
25 |
Article 11 |
H.1 |
En ce qui concerne la gestion des déchets radioactifs :
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Ontario Power Generation a recours à l’incinération pour réduire le volume des déchets radioactifs de faible activité à l’installation de gestion des déchets Western. Ces déchets comprennent des matériaux contenant de la cellulose. Ce processus a fait l’objet d’une l’évaluation environnementale préalable en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) (LCEE) et son utilisation a ensuite été autorisée par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). L’incinérateur est exploité conformément aux lois environnementales provinciales pertinentes, comme la Loi sur la protection de l’environnement de l’Ontario. L’approbation de la Technical Standards and Safety Authority est requise pour exploiter le système au propane sous pression et pour confirmer la validation annuelle des arrêts sûrs. Les normes techniques sont appliquées conformément aux exigences d’autorisation de la CCSN. À l’heure actuelle, les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) n’ont pas recours à l’incinération ou à la pyrolyse aux sites qu’ils exploitent. Ils ont eu recours aux installations commerciales hors site de tierces parties pour le traitement thermique des déchets. Le traitement thermique continuera d’être utilisé tant qu’il s’alignera sur la stratégie intégrée de gestion des déchets des LNC. On prévoit que, à l’installation de gestion des déchets près de la surface proposée, les matériaux provenant du flux de déchets contenant de la cellulose pourraient être placés directement dans le monticule, dans la mesure où les critères d’acceptation des déchets de l’installation sont respectés. Il n’y a pas d’incinération ou de pyrolyse au site de Gentilly-2. Énergie NB a recours aux installations commerciales hors site de tierces parties pour l’incinération en tant que processus de réduction du volume des déchets radioactifs. Toutes les exigences, y compris les critères d’acceptation des déchets, le transport des marchandises dangereuses et les exigences d’autorisation, sont définies et contrôlées par le fournisseur/l’expéditeur. Les déchets radioactifs qui contiennent du coton, du papier et du bois sont traités et stockés dans l’installation de gestion des déchets radioactifs solides sur le site d’Énergie NB. L’incinération permet de réduire le volume des déchets radioactifs générés par les installations du cycle du combustible de Cameco. Les matériaux de combustible contaminés (y compris les matières cellulosiques comme le coton, le papier et le bois) sont consolidés et incinérés au même endroit. Ce processus a fait l’objet d’une l’évaluation environnementale préalable en vertu de la LCEE, et son utilisation a ensuite été autorisée par la CCSN. Les activités en cours sont également assujetties à une approbation de conformité environnementale en vertu de la Loi sur la protection de l’environnement de l’Ontario. Des limites d’émissions sont établies pour les matières particulaires, le cadmium, le plomb, le mercure, les dioxines et furanes, l’acide hydrochlorique, le dioxyde de soufre, les oxydes d’azote et l’uranium. Au terme du processus, les cendres provenant de l’incinérateur seront envoyées à une usine de concentration de l’uranium afin d’y récupérer l’uranium dans le cadre du cycle du combustible nucléaire. À l’heure actuelle, aucun emplacement, site ou installation au Canada n’est autorisé à stocker définitivement des déchets radioactifs. |
18863 |
Canada |
République de Corée |
26 |
Article 17 |
B.1.4.3.2.4, 41 |
On indique que les rejets d’effluents provenant des mines et usines de concentration d’uranium situées à proximité de lacs sont contrôlés par des codes de pratiques faisant l’objet d’une approbation réglementaire et par une réglementation de la qualité des effluents.
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Conformément au document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, les titulaires de permis qui font des rejets directement dans l’environnement sont tenus par la CCSN d’assurer une surveillance environnementale. Le programme de surveillance de l’environnement doit être conçu conformément à la norme CSA N288.4, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. L’activité des radionucléides (généralement du radium 226, du thorium 230, du polonium 210 et du plomb 210) est mesurée régulièrement dans les eaux traitées rejetées dans l’environnement, de même que dans les eaux de surface, les sédiments et le biote (poisson) de l’environnement récepteur, dans les eaux souterraines ainsi que dans le sol et la végétation au périmètre de l’installation et à proximité de celui-ci. La concentration de radionucléides dans l’air (prélevés en tant que particules en suspension totales) et le radon sont également mesurés. |
18864 |
Canada |
République de Corée |
27 |
Généralités |
K.2.4.4 |
Dans quelle mesure la mobilisation sociale des collectivités locales par la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) a-t-elle permis de favoriser l’acceptation sociale? La SGDN a‑t‑elle obtenu des résultats concrets? |
La collaboration avec des spécialistes et avec le public est essentielle à l’élaboration du plan du Canada pour la gestion à long terme du combustible nucléaire usé, et est au cœur du plan de mise en œuvre de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN). La SGDN a mobilisé la population tout au long du processus de mise en œuvre du plan, et continuera de le faire, comme suit :
À l’échelle locale, le processus de sélection du site est concerté et axé sur la collectivité. Il est conçu pour veiller avant tout à ce que le site choisi soit sûr et sécuritaire et à ce que les hôtes soient consentants et informés. La sûreté et la nature adéquate des sites potentiels seront évaluées par le biais d’une série d’évaluations scientifiques, techniques et sociales de plus en plus approfondies. La SGDN a toujours affirmé que la décision de consentir à accueillir le projet relève des collectivités elles-mêmes. Il incombe à la collectivité de décider de la meilleure manière de définir son consentement, de déterminer si elle est consentante ou non et de décider de quelle façon elle manifestera ce consentement. Après être graduellement passée de vingt-deux à deux collectivités candidates, la SGDN est en bonne voie de choisir en 2023 un seul site privilégié pour un dépôt géologique en profondeur. Le projet n’ira de l’avant que si les collectivités intéressées, les communautés des Premières Nations et des Métis et les municipalités avoisinantes collaborent en vue de sa mise en œuvre. La contribution et l’examen par le public ne se limitent pas à la sélection du site; avant son exécution, le projet fera l’objet d’un processus d’évaluation d’impact exhaustif, ouvert et transparent, et toute personne intéressée ou potentiellement affectée pourra y participer. En fin de compte, le projet n’ira de l’avant que lorsque l’organisme de réglementation en aura confirmé la sûreté. |
19397 |
Canada |
Slovénie |
28 |
Article 23 |
F |
La CCSN approuve-t-elle le manuel et les programmes relatifs au système de gestion du titulaire de permis? Que comprend cette approbation? |
Dans le cas d’une nouvelle demande de permis, le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) examine les programmes et les documents du fondement d’autorisation du promoteur, comme le programme du système de gestion, et vérifie que ceux-ci respectent la norme CSA N286-12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires et/ou d’autres documents d’application de la réglementation ou normes applicables qui visent les éléments du système de gestion. Le personnel de la CCSN communique ses commentaires au titulaire de permis et, si la documentation est acceptable et conforme aux exigences réglementaires, il l’en informe officiellement. Les modifications aux programmes du système de gestion énoncés dans un permis ou manuel des conditions de permis font également l’objet d’un examen par le personnel de la CCSN. La mise en œuvre et la tenue à jour du programme du système de gestion d’un titulaire de permis sont évaluées durant les activités de vérification de la conformité de la CCSN (p. ex., inspections, examens de la documentation). |
19781 |
Canada |
Suède |
29 |
Article 19.1 |
K.2.1, p. 166 |
On rapporte à la section K.2.1 que le personnel de la CCSN achève actuellement la mise à jour de documents d’application de la réglementation, p. ex., les tomes I et III du REGDOC-2.11.1. On comprend que cette mise à jour a été déclenchée par le document de travail DIS-16-03 de 2016. Dans quelle mesure, le cas échéant, cette mise à jour des documents de l’organisme de réglementation a-t-elle tenu compte des conclusions de la mission du SEIR de 2019? |
La série de documents d’application de la réglementation (REGDOC) relatifs à la gestion des déchets est abordée à la section K.2.1 du Septième Rapport national du Canada. En 2016, dans le cadre de la modernisation continue de son cadre de réglementation, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a entamé la mobilisation des parties intéressées en vue de l’élaboration des REGDOC sur la gestion des déchets et le déclassement. Un document de travail initial a été publié en 2016 (DIS-16-03, Gestion des déchets radioactifs et déclassement), suivi d’un rapport Ce que nous avons entendu en 2017. Des consultations publiques ont eu lieu de 2018 à 2020; elles comprenaient des ateliers avec l’industrie, les membres du public intéressés, les Nations et communautés autochtones et les organisations de la société civile. Avant le début de la mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) au Canada à l’automne 2019, toutes les ébauches de REGDOC avaient été soumises au public aux fins de consultation (le processus de consultation du public était même achevé pour certains documents). L’équipe du SEIR a remarqué que la CCSN met à jour les REGDOC sur la gestion des déchets et le déclassement et a noté que les versions définitives des REGDOC devraient s’aligner sur les normes de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique. Elle a suggéré que la CCSN envisage de clarifier dans le REGDOC-2.11.2, Déclassement que le déclassement in situ n’est pas considéré comme une stratégie acceptable pour le déclassement planifié des centrales nucléaires existantes et des futures installations nucléaires. Par la suite, la CCSN a révisé le REGDOC pour stipuler que le déclassement in situ n’est pas considéré comme une stratégie acceptable pour le déclassement planifié des centrales nucléaires existantes et des futures installations nucléaires ni pour les situations où l’enlèvement est possible et réalisable, puis elle a publié le document. |
19782 |
Canada |
Suède |
30 |
Article 6.1.4 |
Résumé, p. 3 et K.2.5, p. 188 |
On rapporte que, en janvier 2020, la Nation Saugeen Ojibwa a voté en défaveur du dépôt géologique en profondeur proposé par Ontario Power Generation (OPG) pour ses déchets radioactifs de faible et de moyenne activité, et qu’OPG a retiré sa demande. Pour quelle raison principale la Nation Saugeen Ojibwa n’appuie-t-elle pas le projet? Le Canada pourrait-il communiquer les leçons apprises de cette expérience? |
Mobilisation des Autochtones : Dans le contexte canadien, il est important de mobiliser le plus rapidement et le plus exhaustivement possible les Nations et communautés autochtones, à l’échelle communautaire, à l’égard du choix de l’emplacement d’un projet de stockage définitif des déchets nucléaires, avant que le projet soit officiellement présenté aux organismes de réglementation aux fins d’approbation. En 2021, le Canada a adopté la Loi sur la Déclaration des Nations Unies sur les droits des peuples autochtones, qui établit une feuille de route visant à favoriser la collaboration du gouvernement fédéral et des peuples autochtones en vue de mettre en œuvre cette déclaration, appelée DNUDPA. L’un des principes clés de la DNUDPA est le consentement libre, préalable et informé sur les projets qui les affectent ou qui affectent leurs territoires. En ce qui concerne le dépôt géologique en profondeur (DGP) d’Ontario Power Generation (OPG), la mobilisation de la Nation Saugeen Ojibwa (NSO) a bien débuté en 2004, avant la présentation du projet par OPG à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) en 2005. Toutefois, la seule entente écrite en vue d’accueillir le projet conclue avant le lancement officiel visait la municipalité, Kincardine. La mobilisation de la NSO par OPG s’est poursuivie pendant quinze ans après le lancement du projet, jusqu’au vote de la communauté sur le projet en janvier 2020, en passant par d’importants jalons : un protocole d’entente sur les communications entre OPG et la NSO en 2004, une entente OPG-NSO sur les capacités de financement en 2009, une lettre d’OPG à la NSO dans laquelle la société s’engage à ne pas entamer la construction sans le soutien de la NSO en 2013 ainsi qu’une entente provisoire OPG-NSO en vue de cerner et de résoudre les problèmes hérités liés au développement historique du site nucléaire de Bruce en 2019. La NSO a également participé aux audiences publiques de 2013-2014 sur l’évaluation environnementale du projet, et elle a établi ses propres relations directes avec la CCSN dans le contexte du projet. La mobilisation de la NSO par OPG durant les 14 premières années impliquait généralement les dirigeants, soit l’équipe de projet d’OPG chargée du DGP et le comité consultatif de la NSO, lequel était formé de plusieurs conseillers de bande élus, nommés par la NSO, et dirigé par le conseil externe de la NSO. Bien qu’elles aient compris 22 séances sur un an ayant permis de joindre des centaines de personnes, les séances d’information d’OPG au sein de la communauté de la NSO, qui visaient à mobiliser directement les membres de la communauté, n’ont pas commencé avant 2019. Toutefois, avec le recul, il aurait été préférable de mobiliser plus directement les membres individuels de la communauté, plus tôt dans le processus. Quoi qu’il en soit, les efforts de mobilisation sincères, durant lesquels OPG a écouté attentivement les préoccupations et les questions, ont aidé la société à élaborer son offre consistant à régir le projet conjointement avec la NSO, tout en veillant à ce que la communauté profite des avantages économiques directs. Il convient de noter que, à la suite du vote de la NSO en défaveur du projet, OPG a respecté l’engagement qu’elle avait pris 2013 à l’endroit de la NSO et a annulé le projet en 2020, contribuant ainsi à maintenir à ce jour une relation fondée sur le respect mutuel et la confiance. De plus, en 2021, OPG a lancé son tout premier plan d’action en matière de réconciliation afin de favoriser la réconciliation avec les peuples autochtones de toutes les communautés où la société mène des opérations. Soutien avant la sélection du site : À l’avenir, tout processus entamé par OPG en vue de choisir un emplacement pour une installation de stockage définitif des déchets commencerait par la mobilisation des membres du public, des municipalités intéressées et des Nations et communautés autochtones. Cette mobilisation viserait à obtenir le soutien local avant la sélection du site. Cette stratégie s’oppose à l’approche de type « décider et défendre », qui consiste à choisir d’abord un site en fonction des critères de faisabilité technique, puis à obtenir ensuite le soutien local nécessaire. Le processus visant à obtenir d’abord le soutien local s’inspire de pratiques exemplaires observées ailleurs, notamment dans l’approche utilisée par la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) pour choisir l’emplacement du site d’un dépôt géologique en profondeur (DGP) destiné au combustible usé pour l’ensemble du Canada. Dans le cadre de son processus appelé Gestion adaptative progressive, la SGDN a d’abord sollicité en 2010 des collectivités intéressées à en apprendre davantage sur le DGP proposé; 22 collectivités ont répondu à l’appel. Depuis, elle a réduit la liste de candidats à deux collectivités au sein desquelles elle a mené des activités de mobilisation exhaustives pendant plus de dix ans; la SGDN vise une sélection définitive du site avant la fin de 2023, après quoi elle lancera officiellement un projet dans une collectivité hôte consentante, avec l’appui des Nations et communautés autochtones locales, en vue de la mise en service de l’installation d’ici 2043-2045. |
19783 |
Canada |
Suède |
31 |
Article 3.1 |
C.1.2, p. 38 |
On rapporte qu’EACL a mené des expériences précoces de retraitement aux LCR, des années 1940 aux années 1960, que les LNC entreposent les déchets liquides de ces expériences de retraitement dans trois réservoirs et que le dernier transfert de solutions radioactives liquides a eu lieu en 1968. On rapporte également que des expériences ont été réalisées de 1958 à 1960 en vue de convertir des solutions radioactives de haute activité à l’état liquide vers un état solide (verre). Ces expériences comprenaient‑elles tous les déchets radioactifs liquides stockés dans les réservoirs, ou reste‑t‑il des déchets radioactifs liquides à gérer? Dans l’affirmative, quels sont les plans visant à gérer ces déchets liquides dans l’avenir? |
Seul un faible volume de déchets (environ 1 300 curies dans moins de 0,1 m 3) a été converti en verre à des fins expérimentales. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens continuent de gérer des réservoirs qui contiennent des déchets liquides hérités. Il existe actuellement des plans visant à récupérer, traiter, stabiliser et/ou immobiliser ces déchets hérités afin de les rendre conformes aux critères d’acceptation d’une future installation de stockage définitif. Ces matières font l’objet de la stratégie intégrée globale de gestion des déchets et d’atténuation des responsabilités des Laboratoires de Chalk River en vue de maintenir et de renforcer la sûreté du public, des travailleurs et de l’environnement. |
19784 |
Canada |
Suède |
32 |
Article 19.2.2 |
E.2.3.5.2, p. 76 |
Le tableau E.1 montre les échéanciers de l’examen réglementaire de demandes de permis visant des installations nucléaires de catégorie IB. On rapporte qu’un examen réglementaire est déclenché après que la Commission ait déterminé que le demandeur a présenté suffisamment de renseignements pour entamer l’examen. Quelle orientation ou quels critères permettent à la CCSN de déterminer que « suffisamment de renseignements » ont été présentés? |
La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) entame le processus d’autorisation lorsqu’elle reçoit une demande de permis d’un demandeur. Le personnel de la CCSN effectue une vérification de l’exhaustivité afin de déterminer si la demande comprend tous les renseignements requis pour la tenue d’une évaluation technique complète aux termes du cadre des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN (abordé à l’annexe 3 du Rapport national du Canada). Les renseignements requis dans le cadre d’une demande de permis dépendent du type de permis visé; ils se trouvent dans les guides d’application de la réglementation et dans les guides de présentation d’une demande de permis publiés par la CCSN. La vérification de l’exhaustivité permet de confirmer que le demandeur a fourni les renseignements appropriés en vue de tenir un examen réglementaire, y compris les données probantes à l’appui, les normes de référence et les liens qui permettront de mener une évaluation technique en fonction des critères réglementaires et techniques pertinents, conformément au fondement d’autorisation. Par exemple, une vérification de l’exhaustivité permettrait de confirmer qu’un programme de gestion des déchets a été soumis dans le cadre d’une demande de permis, alors qu’une évaluation technique permettrait de déterminer si le programme de gestion des déchets est conforme aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN examine rigoureusement une demande d’autorisation sous de nombreux angles avant de formuler des recommandations aux fins d’examen par la Commission (ou par un fonctionnaire désigné). Une demande sera soumise à la Commission (ou à un fonctionnaire désigné) aux fins de décision seulement si elle est complète et exhaustive, si elle respecte les exigences réglementaires et si le personnel de la CCSN a évalué la demande et est prêt à formuler une recommandation à la Commission (ou à un fonctionnaire désigné). |
19886 |
Canada |
Fédération de Russie |
33 |
Article 32 |
Généralités |
Les méthodes de gestion des déchets radioactifs appliquées au Canada sont semblables à celles mises en œuvre dans d’autres pays. Étant donné qu’il n’existe actuellement aucune installation de stockage définitif des déchets radioactifs au Canada, on met principalement l’accent sur la minimisation et la réduction du volume, le conditionnement, l’entreposage temporaire ou le stockage à long terme des déchets radioactifs. Existe-t-il des plans visant à établir une installation nationale de stockage définitif des déchets radioactifs? Dans l’affirmative, quand et où? |
Le Canada dispose d’un plan pour la gestion sûre à long terme du combustible nucléaire usé. La Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) est une organisation mandatée par le gouvernement fédéral pour concevoir et mettre en œuvre ce plan de manière à protéger les personnes et l’environnement pour les générations à venir. Le plan du Canada vise à confiner et à isoler le combustible usé en toute sûreté dans un dépôt géologique en profondeur, c’est‑à‑dire un système de barrières naturelles et artificielles. Ce plan est fondé sur les commentaires du public, le savoir autochtone, le consensus de la communauté scientifique internationale et les pratiques exemplaires du monde entier, accumulés au fil des années. Il n’ira de l’avant qu’au sein d’une collectivité hôte consentante et informée, où la municipalité, les communautés des Premières Nations et des Métis et les autres parties intéressées avoisinantes collaborent en vue de sa mise en œuvre. La SGDN compte choisir un emplacement en 2023, et deux régions candidates demeurent en lice : la région d’Ignace et South Bruce, tous deux en Ontario. Le rapport annuel de la SGDN, affiché sur son site Web, fait le point sur l’état actuel du programme de l’organisation. De plus, à l’automne 2020, le ministre des Ressources naturelles du Canada a chargé la SGDN de diriger un processus de mobilisation de la population canadienne et des peuples autochtones pour recueillir des renseignements en vue de l’élaboration d’une stratégie intégrée de gestion à long terme de tous les déchets radioactifs du Canada. Cette initiative vise à établir les prochaines étapes pour combler les lacunes sur le plan de la stratégie actuelle de gestion des déchets radioactifs du Canada, en particulier à l’égard des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité, et pour assurer une planification à plus longue échéance. La stratégie et les recommandations devraient être présentées au ministre des Ressources naturelles du Canada d’ici la fin de 2022. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens ont proposé de construire et d’exploiter sur le site des Laboratoires de Chalk River l’installation de gestion des déchets près de la surface, une installation de stockage définitif des déchets radioactifs de faible activité (DRFA). Cette installation se veut une solution de stockage définitif pour les DRFA dont Énergie atomique du Canada limitée est responsable; un faible pourcentage de l’inventaire total permettrait toutefois de recevoir les déchets d’autres producteurs, comme les universités et les hôpitaux. |
19887 |
Canada |
Fédération de Russie |
34 |
Article 32 |
Généralités |
En ce qui concerne 2019, EACL et OPG, en tant que propriétaires de déchets (et exploitants de 20 des 22 réacteurs CANDU au Canada), sont en conséquence responsables d’environ 90 à 95 % de l’inventaire des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité accumulés annuellement. Quelle quantité approximative de déchets a été accumulée jusqu’à maintenant? Quelle est la quantité attendue pour la production de déchets? |
Comme il est indiqué au tableau D.6 du Septième Rapport national du Canada, le volume des déchets radioactifs de faible activité au Canada au 31 décembre 2019 s’élevait à 2 524 670 m3, et le volume des déchets radioactifs de moyenne activité au Canada au 31 décembre 2019 était de 15 681 m3. Les Rapports nationaux du Canada pour la Convention commune ne comprennent pas de projection de déchets. Toutefois, les projections de déchets radioactifs au Canada se trouvent dans les rapports Inventaire des déchets radioactifs au Canada de Ressources naturelles Canada, dont la version la plus récente, celle du 31 décembre 2019, peut être consultée par le biais du lien suivant : https://www.rncan.gc.ca/sites/nrcan/files/energy/pdf/uranium-nuclear/17-0467%2520Canada%2520Radioactive%2520Waste%2520Report%20access%20f.pdf |
19888 |
Canada |
Fédération de Russie |
35 |
Article 32 |
Généralités |
L’INFCIRC/603/Rev7 présente la définition d’une bonne pratique, établissant qu’une contribution notable à la sûreté en constitue le principal critère. Veuillez indiquer quels critères d’une contribution notable à la sûreté régissent le processus décisionnel pour ce qui est de désigner une politique, une pratique ou un programme particulier en tant que bonne pratique. |
Le Canada recommande que cette question soit posée au président actuel de la Convention commune ou de l’Agence internationale de l’énergie atomique. |
19889 |
Canada |
Fédération de Russie |
36 |
Article 32 |
Généralités |
La promotion du renforcement de la sûreté nucléaire constitue un objectif de la Convention commune. Sur quels indicateurs de sûreté estimés déterminez-vous les progrès associés à la sûreté des installations de stockage? |
Les objectifs de la Convention commune sont les suivants :
Lorsqu’elle prend des décisions réglementaires concernant la gestion des déchets radioactifs, la CCSN tient compte de la mesure dans laquelle les propriétaires des déchets ont respecté les six principes suivants :
La CCSN s’est engagée à optimiser ses efforts en matière de réglementation, à consulter les organismes provinciaux, nationaux et internationaux et à collaborer avec eux pour :
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19890 |
Canada |
Fédération de Russie |
37 |
Article 32 |
E.2.7.3, p. 92 |
Le Rapport indique que, selon le contrat signé avec EACL, les LNC agissent en tant qu’exploitant responsable de la gestion des installations nucléaires héritées. Veuillez indiquer si un programme à long terme a été mis au point pour gérer les installations héritées. Dans l’affirmative, ce programme précise-t-il les échéanciers pertinents? Quels sont les objectifs du programme? Quels sont les indicateurs à long terme? |
Les sites des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) sont actuellement exploités dans le contexte du modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE), pour lequel Énergie atomique du Canada limitée (EACL) constitue le représentant du gouvernement. Bien que la restructuration d’EACL ait donné lieu à la création des LNC (l’entité durable), qui sont maintenant exploités par un entrepreneur, EACL demeure propriétaire des terres, des actifs et des responsabilités associés aux permis des LNC. Un programme à long terme visant la portée, l’échéancier et le financement a été établi en vue de gérer toutes les responsabilités nucléaires incombant à EACL, y compris les installations actuelles et héritées. Par exemple, EACL et le gouvernement du Canada tiennent à jour une estimation des coûts pour garantir un financement en vue de la gestion du cycle de vie des responsabilités nucléaires. Les plans sont élaborés en fonction de diverses périodes, y compris pour un an, cinq ans et dix ans et pour le cycle de vie intégral. La planification du cycle de vie va jusqu’à l’an 2100. Les objectifs à long terme pour les sites exploités par les LNC sont propres au site et tiennent compte du fait que les cibles d’état final aux fins d’utilisation des terres sont déterminées dans le cadre d’une collaboration avec des organismes gouvernementaux, les parties intéressées au sein du public ainsi que les Nations et communautés autochtones. |
19891 |
Canada |
Fédération de Russie |
38 |
Article 11 |
Section K |
La section K.2.4.6 (p. 179-181) du Rapport indique que, au Canada, deux types de substrat rocheux sont envisagés en tant que formations potentiellement appropriées pour l’emplacement d’une installation de stockage définitif en profondeur des déchets radioactifs : la roche cristalline et la roche sédimentaire. Est-ce vrai que le concept de stockage définitif envisagé (celui montré à la figure K.6) est identique dans les deux dossiers? |
La Société de gestion des déchets nucléaires explore la possibilité d’établir un dépôt géologique en profondeur dans les deux régions restantes du processus de sélection du site : la région d’Ignace (formation de roches cristallines) et South Bruce (formation de roches sédimentaires). La conception de dépôt met à profit plusieurs barrières naturelles et artificielles qui, prises ensemble, confinent et isolent le combustible nucléaire usé des personnes et de l’environnement. L’empreinte souterraine réelle de tout site donné dépendrait de divers facteurs, y compris les caractéristiques de la roche, l’emplacement des caractéristiques souterraines dans la formation, la conception définitive du dépôt et l’inventaire total du combustible usé à gérer. Le concept de barrières artificielles est le même pour les deux types de formations rocheuses, mais certaines dimensions et spécifications diffèreront. |
19892 |
Canada |
Fédération de Russie |
39 |
Article 11 |
Section K |
Pourriez‑vous préciser le logiciel utilisé pour les simulations des évaluations de la sûreté pour les dépôts géologiques en profondeur de combustible nucléaire usé? |
Plusieurs progiciels différents sont utilisés par la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) pour l’évaluation de la sûreté à long terme, certains logiciels étant inclus comme approche de modélisation de rechange pour améliorer la confiance vis‑à‑vis des résultats. Le principal modèle de système d’évaluation de la sûreté pour la période post‑fermeture utilisé par la SGDN est un logiciel personnalisé fondé sur COMSOL, Hydrogeosphere et AMBER. Les principaux logiciels de soutien incluent FRACMAN, TOUGH3, ORIGEN et MCNP. La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) effectue sa propre modélisation d’évaluation de la sûreté post-fermeture afin de vérifier de manière indépendante que la santé humaine et l’environnement seront protégés tout au long de la phase post-fermeture du projet. Le personnel de la CCSN a élaboré plusieurs outils de modélisation à cette fin. Il s’agit notamment d’un logiciel de modélisation à l’échelle du système développé à l’interne, DOC‑WMF, qui se compose d’un modèle du dépôt, d’un modèle de géosphère (basé sur Goldsim®) et d’un modèle de biosphère pour évaluer la dose au public. De plus, le personnel de la CCSN a élaboré un modèle d’évaluation de la sûreté plus sophistiqué (modélisation à l’échelle des processus), à l’aide du logiciel COMSOL Multiphysics® Finite Element Method, pour évaluer la migration des contaminants du combustible nucléaire usé à travers les barrières artificielles et la géosphère jusque dans l’environnement de surface. |
19893 |
Canada |
Fédération de Russie |
40 |
Article 32 |
Section K |
Il est indiqué dans le Rapport national que, dans le contexte de la modernisation continue de son cadre de réglementation, la CCSN termine actuellement l’élaboration du REGDOC‑1.2.1, Orientation sur la caractérisation des emplacements de dépôts géologiques en profondeur. Pourriez‑vous décrire l’orientation de base de ce document en matière de caractérisation de la géologie du site? |
Le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC‑1.2.1, Orientation sur la caractérisation des emplacements de dépôts géologiques en profondeur a été publié en janvier 2021 et est disponible sur le site Web public de la CCSN. Ce document d’orientation décrit les éléments d’un programme de caractérisation de site pour un dépôt géologique en profondeur (DGP). Il fait référence aux données utilisées pour évaluer la nature adéquate de l’emplacement potentiel d’un DGP, pour faciliter l’élaboration de la conception d’une installation de DGP et pour étayer le dossier de sûreté d’un DGP. Il s’agit des renseignements nécessaires pour cerner les répercussions environnementales potentielles à différentes étapes, notamment les données de base recueillies avant la construction d’un DGP ainsi que les données de vérification et de surveillance recueillies tout au long du cycle de vie d’une installation de DGP. Le REGDOC‑1.2.1 décrit plus particulièrement le rôle de la caractérisation du site dans le processus d’examen de la réglementation de la CCSN et fournit de l’orientation précise en matière de caractérisation des environnements géologique et de surface. L’environnement géologique comprend le contexte géologique et hydrogéologique, la géochimie, la stabilité géologique et la géomécanique. L’environnement de surface comprend le climat, les milieux aquatiques et terrestres, l’hydrologie des eaux de surface, la géomorphologie et les caractéristiques géotechniques des dépôts superficiels. Le document comprend également de l’orientation sur la caractérisation de l’utilisation du territoire, comme le potentiel de ressources naturelles. Il intègre également de l’orientation sur l’acquisition et la vérification des données ainsi que sur les installations de collecte de ce type de données, mettant l’accent sur la garantie de la qualité et de la cohérence des données sur le site. L’annexe au REGDOC‑1.2.1 décrit le rôle de la caractérisation du site dans le processus de sélection d’un site. De plus amples détails sur l’évaluation et la caractérisation d’un site de DGP seront disponibles dans une nouvelle norme, la norme CSA N292.7, Deep geological disposal of radioactive waste and irradiated fuel (stockage définitif des déchets radioactifs et du combustible usé dans des formations géologiques profondes), qui devrait être publiée au printemps 2022. Ce document comprendra à la fois des exigences et de l’orientation. |
19894 |
Canada |
Fédération de Russie |
41 |
Article 32 |
Section |
Pourriez‑vous préciser les types d’activités de surveillance exécutées pour l’IGD de Douglas Point et pour Gentilly‑1 et Gentilly‑2, qui sont actuellement en phase 2 de déclassement différé : « stockage sous surveillance »? |
Les exigences réglementaires relatives au stockage sous surveillance sont énoncées dans le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire REGDOC‑2.11.2, Déclassement, plus précisément à la section 8.1, Stockage sous surveillance. Le stockage sous surveillance de Douglas Point et de Gentilly‑1 comprend des systèmes liés à la sûreté qui font l’objet d’activités de contrôle, de surveillance, d’essai, d’évaluation et d’entretien. La fréquence de ces diverses activités est documentée dans leurs plans de stockage sous surveillance respectifs. Les activités de contrôle comprennent la vérification des alarmes du système de lutte contre les incendies, l’échantillonnage de l’eau, la surveillance du rayonnement et la surveillance de l’air. Les activités de surveillance comprennent des vérifications visuelles de l’état matériel général et de l’état de fonctionnement de l’équipement. Les essais comprennent l’inspection, l’entretien et l’homologation, selon les besoins du système lié à la sécurité visé. La surveillance à Gentilly‑2 comprend une surveillance environnementale (radiologique et conventionnelle) et un programme de gestion du vieillissement des structures (bâtiment sur le site et installation de gestion des déchets). Des systèmes encore actifs doivent être entretenus; par exemple, le système de protection‑incendie doit être entretenu et inspecté, tout comme les systèmes de surveillance des effluents radioactifs et d’alimentation électrique. La sécurité physique continue d’être assurée sur le site. |
21222 |
Canada |
Chine |
42 |
Article 28 |
J.1.3.1, p. 1160, § 5 |
Les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN leur inventaire de sources scellées et d’appareils à rayonnement, chaque année pour les sources de catégories 3, 4 et 5, et plus souvent pour les sources de catégories 1 et 2. Veuillez préciser la fréquence des rapports pour les sources de catégories 1 et 2. |
Les titulaires de permis sont tenus de soumettre un rapport annuel de conformité qui comprend un inventaire complet de leurs sources (catégories 1 à 5). Ceux qui possèdent des sources scellées de catégories 1 et 2 sont également assujettis à des exigences de suivi des sources scellées, ce qui signifie que leurs inventaires doivent être toujours à jour, sachant qu’ils doivent signaler toute acquisition et tout transfert dans les délais précisés dans le permis (généralement 24 heures avant un transfert national et 7 jours avant une exportation, et dans les 48 heures suivant la réception d’un transfert national ou d’une importation). |
21223 |
Canada |
Chine |
43 |
Article 28 |
J.1.1, p. 159, § 3 |
Si une source scellée radioactive s’est désintégrée en deçà de sa quantité d’exemption ou de son niveau de libération, tel que défini dans le RSNAR, elle peut être libérée du contrôle réglementaire par la CCSN, conformément au paragraphe 5.1 du RSNAR. La classification des sources radioactives au Canada est‑elle gérée de façon dynamique conformément à la description ci‑dessus? Quelle est la procédure de mise en œuvre? |
Les titulaires de permis doivent tenir leurs propres inventaires et suivre les activités au fur et à mesure que les sources se désintègrent. Cependant, lorsqu’une source est retirée de l’inventaire, le titulaire de permis doit tenir des registres démontrant ce qu’il en est advenu. Si elle a été libérée du contrôle réglementaire, le titulaire de permis doit être en mesure de démontrer à la Commission canadienne de sûreté nucléaire qu’elle s’est effectivement désintégrée en dessous de sa quantité d’exemption ou de son niveau de libération inconditionnelle, tel que défini dans le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Il conviendra également de confirmer que les marques de rayonnement ont été supprimées. Ces renseignements peuvent être obtenus lors d’une inspection ou dans le cadre de l’examen de la soumission de l’inventaire dans le rapport annuel de conformité. |
21224 |
Canada |
Chine |
44 |
Article 12 |
H.2.1, p. 148, § 2 |
En 1982, le gouvernement du Canada a créé le Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité chargé de l’assainissement et de la gestion des déchets radioactifs de faible activité hérités. Comment cela a‑t‑il été mis en œuvre? |
Le Bureau est un programme financé de manière indépendante; il était précédemment rattaché à Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et relevait à l’origine d’un bureau d’EACL situé à Ottawa (Ontario). Les travaux se poursuivent dans le cadre de l’actuel Bureau de gestion du Programme des déchets historiques des Laboratoires Nucléaires Canadiens, situé à Port Hope (Ontario). Ce programme gère les déchets radioactifs de faible activité « historiques » au Canada, pour lesquels le producteur n’existe plus, dont le propriétaire actuel ne peut plus être tenu responsable et dont le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité. La priorité absolue du Bureau a été de trouver des moyens de résoudre les problèmes de déchets historiques mis en évidence. Ces efforts ont été financés en grande partie par des fonds fédéraux supplémentaires pour des projets individuels. Le Bureau s’assure également qu’un service de collecte, de traitement et de gestion sûre est disponible, y compris sur une base commerciale lorsque la responsabilité du propriétaire peut être engagée. Il existe également une fonction d’information publique et un programme de récupération d’artéfacts historiques pouvant recevoir aux fins de gestion sûre des articles tels que des cadrans historiques peints au radium. Le Bureau a assumé la responsabilité de projets précédemment exécutés par l’intermédiaire de la Commission de contrôle de l’énergie atomique (CCEA) pour le compte du Groupe de travail fédéral‑provincial sur la radioactivité. En 1975, la CCEA a mis en œuvre un certain nombre d’initiatives afin de gérer des situations historiques exigeant des travaux correctifs pour lesquels aucun autre organisme gouvernemental n’avait de responsabilité directe. |
21225 |
Canada |
Chine |
45 |
Article 32 |
B.1.1.1, p. 13, § 3 |
Veuillez présenter les critères des déchets radioactifs de très faible activité au Canada. |
Le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire REGDOC‑2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs énonce les catégories générales de déchets radioactifs servant de fondement à un système de classification au Canada. La section 7.1 de ce REGDOC stipule que les déchets radioactifs de très faible activité (DRTFA) présentent un risque faible, mais renferment des radionucléides en quantité supérieure au niveau de libération inconditionnelle ou aux quantités d’exemption. Les installations de gestion à long terme de ces déchets ne requièrent en général pas un confinement ou un isolement poussé. Les concentrations de radionucléides à longue période sont généralement très limitées. |
21226 |
Canada |
Chine |
46 |
Article 32 |
B.1.4, P. 24, dernier § |
Quelle est la procédure de traitement et de conditionnement des déchets tritiés provenant des RELP au Canada (CANDU), et quelle est la procédure de réduction des rejets de tritium lors du traitement, du conditionnement et du stockage des déchets tritiés? |
Étant donné que le tritium est un radionucléide parfaitement miscible dans l’eau (c’est‑à‑dire qu’il est lié à la molécule d’eau), il est très difficile (voire impossible) de le capturer, le purifier ou le filtrer. La capture du tritium dans les centrales nucléaires d’Ontario Power Generation est optimisée, dans la mesure du possible, afin de réduire le potentiel d’émissions atmosphériques par l’intermédiaire de flux de déchets radioactifs de faible activité (DRFA). Outre la vérification que les DRFA sont secs avant d’être expédiés, il s’agit notamment de déshydrater les filtres et les résines. Enfin, l’exploitation de l’installation d’extraction du tritium à Darlington abaisse la teneur en tritium dans l’eau du circuit caloporteur primaire et du modérateur des centrales, réduisant ainsi le terme source des déchets. Lorsque les déchets radioactifs de l’installation de Gentilly‑2 contiennent des concentrations notables de tritium, Hydro‑Québec peut opter pour des conteneurs hermétiques ou pour des mécanismes limitant les échanges d’air entre le colis de déchets ou son enceinte d’entreposage et l’environnement. Dans certains cas, la lixiviation ou le séchage des déchets sur le lieu de travail radiologique permet de réduire les concentrations de tritium dans les déchets radioactifs. Les concentrations de tritium dans l’air ou dans les eaux résiduelles sont alors gérées par les systèmes autorisés de gestion des effluents radiologiques de l’installation de Gentilly‑2. Tous les déchets tritiés des installations d’Énergie NB sont traités conformément aux procédures de gestion des déchets de la société, qui sont axées sur l’extraction et la réduction du tritium présent dans les déchets avant leur stockage. |
21227 |
Canada |
Chine |
47 |
Article 32 |
B.1.4, P. 24, dernier § |
Le carbone 14 dans les résines usées du système de modérateur du réacteur CANDU de Qinshan a atteint une concentration de 1 × 1010 Bq/l, et le carbone 14 dans les résines usées d’autres systèmes atteint une concentration d’environ 3 × 108 Bq/l; ces déchets sont actuellement stockés dans le réservoir de stockage des résines usées. Veuillez indiquer l’état d’avancement de la recherche en matière de traitement et de conditionnement des résines usées contenant du carbone 14 au Canada. |
Ontario Power Generation travaille actuellement avec plusieurs fournisseurs dans le but d’effectuer des essais de « validation de principe » en 2022. L’objectif est d’éliminer et de capturer le carbone 14 de la résine avant d’en poursuivre le traitement pour en réduire le volume. Des renseignements supplémentaires seront disponibles une fois les essais préliminaires terminés. À Gentilly‑2, la concentration la plus élevée de carbone 14 évaluée dans l’eau lourde du système du modérateur était de 2,4 × 1012 Bq/l en 2012. On estime que 90 % du carbone 14 produit lors du fonctionnement normal du réacteur était fixé sur les résines usées du modérateur qui étaient, auparavant, également stockées dans deux réservoirs souterrains spécialisés (environ 150 m3 de résines du modérateur). Certaines initiatives, qui en sont aux premières phases de leur élaboration, pourraient être utiles pour capturer tout le carbone 14 des résines sur les colonnes d’un tamis moléculaire. Le contrôle du pH et des conditions chimiques de l’eau présente est également important lors de tout travail de pompage mécanique sur les résines usées, afin de limiter les rejets de carbone 14. |
21228 |
Canada |
Chine |
48 |
Article 12 |
Annexe 4, fig. 4.13 |
La section portant sur l’installation de gestion des déchets de Pickering mentionne une installation de stockage des déchets de remplacement. Y a‑t‑il deux installations de stockage distinctes, une pour les DRHA et une autre pour les DRMA et DRFA? |
L’installation de gestion des déchets de Pickering remplit deux fonctions distinctes : d’une part, les bâtiments de stockage du combustible usé (bâtiments 1 à 4) sont utilisés pour le stockage des déchets radioactifs de haute activité (DRHA); d’autre part, l’installation sert également au stockage des déchets radioactifs de moyenne activité (DRMA) dans des conteneurs de stockage des déchets de retubage décrits et illustrés à la section 5.2.4 du Rapport national du Canada. Les DRMA provenant des activités de retubage effectuées à la centrale de Pickering dans les années 1990 sont stockés dans ces conteneurs, qui se trouvent à l’extérieur dans une zone clôturée séparée et qui constituent un système d’entreposage provisoire pour les matières héritées. À l’heure actuelle, cette zone de stockage ne reçoit pas de nouveaux DRMA. Les DRMA et les déchets radioactifs de faible activité (DRFA) provenant des opérations de la centrale de Pickering sont transportés à l’installation de gestion des déchets Western aux fins d’entreposage temporaire et de traitement, le cas échéant. |
21229 |
Canada |
Chine |
49 |
Article 32 |
B.1.1.1, p. 13, § 3 |
Veuillez décrire la fréquence et l’indice de remplacement des tamis moléculaires dans les centrales nucléaires CANDU canadiennes, ainsi que l’expérience d’exploitation et de gestion en matière de réduction du broyage ou du farinage des tamis moléculaires. Comment éliminer le tritium du tamis moléculaire utilisé et comment traiter et stocker définitivement ce type de déchets? |
En ce qui concerne Ontario Power Generation, les filtres utilisés dans le modérateur et dans les circuits caloporteurs primaires sont remplacés à des fréquences variables, en fonction de la conception de chaque système et de chaque centrale. Une fois retirés du système, on laisse sécher les filtres dans une zone à ventilation active, afin de maximiser la capture du tritium à la source. Ces filtres sont stockés en tant que déchets radioactifs de moyenne activité dans des revêtements de château spécialement conçus, sans être écrasés. L’entreposage provisoire se fait à l’installation de gestion des déchets Western dans des conteneurs enterrés. Hydro‑Québec a utilisé des tamis moléculaires à de multiples fins aux installations de Gentilly‑2, et dans différentes conditions ambiantes (concentration atmosphérique en tritium). Tous les tamis moléculaires produits ont ensuite été stockés dans des barils et entreposés dans les installations de stockage d’Hydro‑Québec sur le site. En ce qui concerne Énergie NB, les tamis moléculaires ne sont utilisés que dans l’équipement d’analyse chimique et sont de très petits composants. Ces composants sont généralement régénérés et sont utilisés pendant environ six ans. Une fois usés, les composants sont séchés et placés dans le flux des déchets radioactifs. |
21230 |
Canada |
Chine |
50 |
Article 32 |
B.1.3.4, p. 20, § 4 |
Le Canada a déjà d’importantes quantités de combustible usé en stockage à sec; existe‑t‑il un plan pour les stocker définitivement? |
Le Canada s’est doté d’un plan de gestion sûre et à long terme du combustible nucléaire usé. La Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) est une organisation de compétence fédérale chargée de concevoir et de mettre en œuvre ce plan, de manière à protéger les personnes et l’environnement pour les générations futures. Le plan du Canada exige que le combustible nucléaire usé soit confiné et isolé de manière sûre à l’intérieur d’un dépôt géologique en profondeur, c’est‑à‑dire un système de barrières naturelles et artificielles. Le plan est fondé sur les commentaires du public, le savoir autochtone, un consensus scientifique international et les pratiques exemplaires du monde entier, recueillis au fil des années. Le gouvernement du Canada a approuvé cette approche. Le plan du Canada n’ira de l’avant que dans une collectivité hôte consentante et informée, où la municipalité, les communautés des Premières Nations et des Métis des environs et d’autres parties visées travaillent de concert. La SGDN compte choisir un site en 2023, deux régions demeurant en lice dans le cadre du processus de sélection, à savoir la région d’Ignace et celle de South Bruce, toutes deux en Ontario. Des renseignements sur l’état actuel du programme de la SGDN sont disponibles dans son rapport annuel, accessible sur le site Web de l’organisation. |
21231 |
Canada |
Chine |
51 |
Article 7 |
B.1.3.4 |
Les modules de stockage à sec 6 et 7 de la troisième centrale nucléaire de Qinshan utiliseront le stockage à haute densité. Cette technologie a‑t‑elle fait l’objet d’expériences positives que nous aurions intérêt à connaître? |
Le Canada a acquis une vaste expérience en matière d’élaboration et de mise en œuvre de solutions de stockage à sec du combustible nucléaire usé. Le Rapport national du Canada contient des renseignements sur les technologies de stockage à sec du Canada. |
21232 |
Canada |
Chine |
52 |
Article 4 |
A.6, p. 9, § 6‑7; G.3.1, p. 134, dernier § |
Le Canada a‑t‑il connu des expériences positives en matière de gestion et de stockage du combustible usé ainsi que de communication avec le public à ce sujet? |
Le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC‑3.2.1, L’information et la divulgation publiques énonce les exigences réglementaires en matière d’information et de divulgation publiques et fournit de l’orientation sur l’élaboration et la mise en œuvre des exigences de la CCSN relatives aux programmes d’information publique et aux protocoles de divulgation. Le REGDOC‑3.2.2, Mobilisation des Autochtones recense en outre les exigences que doivent respecter les titulaires de permis de la CCSN en matière de mobilisation des Autochtones et fournit de l’orientation et des renseignements sur la conduite des activités dans ce domaine. Ontario Power Generation (OPG) affiche d’excellents antécédents en matière de sûreté relativement à la gestion du combustible usé, qu’il se trouve dans les piscines de stockage du combustible usé ou dans les conteneurs de stockage à sec du combustible. La division des solutions de durabilité nucléaire d’OPG repose sur trois piliers, soit la gérance, les solutions durables et la tranquillité d’esprit. Elle produit un bulletin trimestriel à l’intention des collectivités au sein desquelles elle opère, elle donne des présentations aux groupes du public intéressés et elle organisait, avant la pandémie, des visites publiques de ses installations de gestion des déchets. Toutes ces activités concourent à établir une bonne communication avec le public. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) possèdent une vaste expérience en matière de gestion du combustible nucléaire usé, allant de la préparation des colis au transport, en passant par le stockage prolongé. Il s’agit notamment de l’élaboration et de la mise en œuvre de solutions de stockage à base de conteneurs en béton et de la solution MACSTOR (modules de stockage de déchets refroidis par air), désormais offerte par l’entremise de SNC‑Lavalin. En raison des enjeux particuliers en matière de sécurité associés au combustible nucléaire usé, la communication sur les initiatives de transport a été plus limitée que pour les autres catégories de déchets radioactifs. Les LNC ont communiqué des renseignements sur le stockage et le transport par le biais de mécanismes comme un comité local de gérance environnementale. Tout le combustible usé provenant de l’exploitation de l’installation nucléaire de Gentilly‑2 est désormais entreposé à sec. Au cours des dernières années, Hydro‑Québec a maintenu un dialogue ouvert avec les différentes parties intéressées des environs sur le projet de déclassement. Les opérations d’entreposage à sec et l’avancement du projet de déclassement de Gentilly‑2 ont également fait l’objet de quelques reportages dans les médias locaux. Depuis l’arrêt de la centrale nucléaire, l’intérêt des populations locales s’est avéré moindre que pendant la période d’exploitation active. |
21233 |
Canada |
Chine |
53 |
Article 3.2 |
C.1.3, p. 38, § 6 |
En ce qui concerne les MRN, ce rapport ne traite que des déchets de radium produits par l’ancienne industrie du radium, ainsi que des résidus et des stériles des mines et des usines de concentration d’uranium. Y a‑t‑il des déchets non exemptés produits par l’industrie non nucléaire au Canada? Dans l’affirmative, comment ces déchets sont-ils traités et stockés définitivement par les provinces? |
Des déchets radioactifs peuvent être générés par l’utilisation de substances nucléaires et d’équipement réglementé dans les secteurs médical, industriel, commercial, universitaire et de la recherche. Les substances nucléaires dans ces industries sont réglementées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Les déchets générés par ces industries sont généralement considérés comme des déchets radioactifs de faible activité (DRFA). Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs prévoit que les DRFA à très courte durée de vie contenant des radionucléides à courte période peuvent être stockés suffisamment longtemps pour qu’ils se désintègrent avant que leur rejet ne soit autorisé. En ce qui concerne les déchets contenant des radionucléides à longue période, les titulaires de permis peuvent les transférer vers une installation, un emplacement ou un site de gestion des déchets radioactifs autorisé par la CCSN aux fins de gestion à long terme. En outre, les sources scellées retirées du service (telles que décrites à la section J du Rapport national du Canada) peuvent être retournées au fabricant, au Canada ou dans leur pays d’origine, ou transférées à une installation, un emplacement ou un site de gestion des déchets autorisé par la CCSN aux fins de stockage définitif. |
21234 |
Canada |
Chine |
54 |
Article 3.2 |
P. 49, tableau D.8; p. 53, tableau D.9 |
Actuellement, la plupart des sols contaminés sont stockés in situ. Existe‑t‑il un plan de traitement pour ces sols? S’il est prévu de les stocker définitivement dans un site de gestion des déchets près de la surface à l’avenir, quelle sera la technologie de conditionnement utilisée? |
Le plan de traitement des sols contaminés sur les sites des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) dépend fortement des caractéristiques des différentes zones et des différentes sources. Certaines zones du site sont soumises au processus d’assainissement de l’environnement des LNC, afin de définir les mesures correctives optimales de nettoyage du site. En ce qui concerne les sols contaminés pour lesquels les mesures correctives consistent à excaver le matériau et à le stocker définitivement dans l’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) proposée, le matériau sera géré dans le cadre du processus de gestion des déchets des LNC, ce qui comprend le traitement, si nécessaire. De nombreux sols contaminés satisfont actuellement aux critères d’acceptation des déchets pour l’IGDPS proposée sur le site des Laboratoires de Chalk River (LCR). Si les déchets doivent être traités, ce traitement sera mis en œuvre sur le site des LCR dans des installations de traitement et de stockage des déchets, afin de respecter les critères d’acceptation des déchets pour l’IGDPS. |
21235 |
Canada |
Chine |
55 |
Article 13 |
K.2.3.1, p. 169, § 4 |
Dans le dernier rapport, il est mentionné que l’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) sera construite d’ici 2020; toutefois, cette date est passée à 2024 dans le présent rapport. Quelle est la principale raison de ce report? |
Le dernier rapport présentait des échéanciers qui ne reflétaient ni toute l’étendue des activités et des processus de mobilisation des parties intéressées ainsi que des Nations et communautés autochtones, ni la diligence raisonnable mise en œuvre par le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) lors de son examen. En réponse aux commentaires du public et à l’examen technique de l’organisme de réglementation sur l’ébauche de l’étude d’impact environnemental (EIE) de 2017, les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) ont mené plusieurs études et analyses supplémentaires, y compris une analyse de la sûreté opérationnelle, une évaluation complète de la sûreté post-fermeture, une évaluation des risques écologiques et des modifications de conception, dont les résultats sont inclus dans l’EIE final. En juillet 2021, la CCSN a annoncé l’acceptation de l’EIE final pour le projet d’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) des LNC. La CCSN a prévu une audience publique en deux parties pour examiner la demande des LNC visant à modifier son permis d’exploitation afin d’autoriser la construction de l’IGDPS proposée. La première partie s’est tenue le 22 février 2022, et la deuxième est prévue le 31 mai 2022. Les échéanciers révisés du projet, en attente de l’approbation réglementaire, sont les suivants :
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21236 |
Canada |
Chine |
56 |
Article 15 |
Annexe 1, p. 208 |
À l’heure actuelle, le Canada élabore le document d’application de la réglementation REGDOC‑2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour le stockage définitif des déchets radioactifs, version 2. Quelle est la principale motivation de la mise à jour de la version? |
La version 2 du document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)REGDOC‑2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour le stockage définitif des déchets radioactifs a été publié en janvier 2021. La mise à jour découle de l’initiative de la CCSN visant à moderniser son cadre de réglementation dans les domaines de la gestion des déchets radioactifs et du déclassement. Le REGDOC a été mis à jour et modernisé en vue de son harmonisation avec les normes et les pratiques exemplaires nationales et internationales. Le cadre de la CCSN, composé de documents évolutifs, est adapté au fil du temps en fonction de l’expérience d’exploitation et de l’évolution constante du secteur nucléaire. Le tome III du REGDOC‑2.11.1 établit des exigences et de l’orientation à l’égard de l’élaboration d’un dossier de sûreté et d’une évaluation complémentaire de la sûreté, pour la phase post-fermeture des installations, des emplacements ou des sites de stockage définitif, pour toutes les catégories de déchets radioactifs. L’élaboration de ce REGDOC s’est appuyée sur un examen de différentes normes de l’Agence internationale de l’énergie atomique, notamment les normes GSR‑5, Gestion des déchets radioactifs avant stockage définitif, SSR‑5, Stockage définitif des déchets radioactifs et SSG‑23, The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste (en anglais seulement). |
21237 |
Canada |
Chine |
57 |
Article 11 |
K.2.5, p. 188, dernier § |
Étant donné que les installations de stockage définitif ne sont pas encore disponibles au Canada, que le stockage des déchets radioactifs est actuellement provisoire ou à long terme et que le projet de dépôt géologique en profondeur d’OPG pour ses déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA) a été annulé, veuillez fournir les renseignements les plus récents sur le choix de l’emplacement ou sur tout autre élément relatif à l’état d’avancement de l’installation de stockage définitif des DRFMA. |
Ontario Power Generation (OPG) demeure déterminée à améliorer la durabilité de la production d’énergie nucléaire. Pendant longtemps, OPG a utilisé des technologies et moyens divers pour minimiser la production de déchets nucléaires et pour détourner les matériaux propres du flux de déchets. Dans un contexte où OPG explore des solutions de rechange pour un stockage définitif, elle continue à prioriser les efforts de minimisation des déchets, notamment par la minimisation des déchets produits à la source, l’innovation dans le traitement des déchets pour en réduire le volume et le recyclage de matériaux propres. D’autres projets en cours visent à trier, à séparer et à réduire le volume des matériaux hérités stockés à l’installation de gestion des déchets Western d’OPG. Après plusieurs décennies d’entreposage provisoire et d’évolution des techniques de traitement des déchets, il est désormais possible d’améliorer l’utilisation des installations existantes. OPG demeure déterminée à trouver des solutions durables de stockage définitif des déchets nucléaires. Elle appuie le processus de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) visant à mettre en place un dépôt géologique en profondeur pour le stockage définitif du combustible usé, dont le calendrier actuel prévoit le choix de l’emplacement d’ici 2023 et la mise en service de l’installation d’ici 2043 à 2045. À l’échelle fédérale, Ressources naturelles Canada (RNCan) actualise la politique canadienne sur les déchets radioactifs, ce qui comprend l’élaboration d’une stratégie pour les déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA). RNCan a demandé à la SGDN d’élaborer la Stratégie intégrée de gestion des déchets du Canada pour les DRFMA, qui doit être publiée en 2022. |
21238 |
Canada |
Chine |
58 |
Article 32 |
B.1.1, p. 13, § 1 |
En ce qui concerne les déchets tels que les anneaux de positionnement et les bouchons de blindage générés lors du remplacement des conduites sous pression, l’activité volumique du nickel 59 et du nickel 63 devrait être plus élevée que la limite supérieure de la catégorie des déchets radioactifs de faible activité. Comment traiter et stocker définitivement de tels déchets? |
Les déchets de métal activés provenant des opérations de retubage aux installations d’Ontario Power Generation sont stockés dans des châteaux blindés aux installations de gestion des déchets de Darlington, de Pickering et Western, où les limites d’activité pour les déchets radioactifs de faible activité sont dépassées. Ces conteneurs prennent des formes différentes dans les trois installations, comme il est décrit dans l’annexe du Rapport. On envisage aussi bien la décontamination et la désintégration que la réduction du volume en vue d’une gestion à long terme de ces composants. À Gentilly‑2, cet équipement est actuellement stocké dans une piscine auxiliaire et est considéré comme appartenant à la catégorie des déchets radioactifs de moyenne activité. Il sera ensuite transféré dans des paniers de combustible usé modifiés avant d’être stocké sur le site dans des structures de déchets initialement conçues pour des pièces de réacteur activées, jusqu’à ce qu’une solution permanente soit mise au point. Énergie NB a quant à elle construit au sein de son installation de gestion des déchets radioactifs solides une structure distincte de stockage et de gestion des déchets spécialement conçue pour le stockage des composants du réacteur. Cela comprend les tubes de force, les tubes de calandre, les ressorts de positionnement, etc. |
21243 |
Canada |
Lituanie |
59 |
Article 23 |
Section F3.2, p. 111 |
Le rapport indique ce qui suit : « Pour évaluer l’efficacité du système de gestion du titulaire de permis, le personnel de la CCSN examine sa documentation de programme en fonction des critères établis dans les documents et normes contenant des exigences qui sont cités en référence dans le permis et dans le Manuel des conditions de permis (MCP). » Pourriez‑vous préciser si les exigences du système de gestion sont définies non seulement dans la norme N286‑12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, mais également dans d’autres normes ou documents d’exigences particuliers? |
La norme CSA N286‑12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires s’applique à toutes les installations nucléaires et repose sur un ensemble de douze principes étayés par des exigences génériques (article 4). La norme présente ensuite les exigences particulières (articles 5 à 9) applicables au cycle de vie des installations nucléaires, l’article 9 s’appliquant par exemple aux installations de gestion des déchets radioactifs. Le cadre de réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est examiné de manière holistique et, à ce titre, certaines exigences peuvent être issues d’autres documents d’application de la réglementation (REGDOC) relatifs aux domaines de sûreté et de réglementation. Le manuel des conditions de permis (MCP) est l’outil qui énonce les exigences réglementaires (REGDOC ou normes de la CCSN) auxquelles le système de gestion d’un titulaire de permis doit se conformer. Ces documents ou ces normes contiennent des exigences sur des éléments tels que l’organisation (p. ex., les responsabilités), l’expérience d’exploitation, la gestion du changement, la tenue des dossiers, la gestion des entrepreneurs, etc. À titre d’exemple, les documents suivants contiennent des renseignements sur le système de gestion et l’assurance de la qualité :
Ainsi, d’autres REGDOC de la CCSN et d’autres normes du Groupe CSA complètent la norme CSA N286. Le personnel de la CCSN prépare des matrices de référence de l’évaluation technique (MRET) pour examiner les demandes de permis. Les MRET sont utilisées pour la planification, les contrôles de suffisance et la réalisation d’évaluations techniques. En ce qui concerne le système de gestion, le personnel de la CCSN évalue les demandes par rapport à tous les REGDOC et à toutes les normes CSA qui contiennent des exigences liées au système de gestion. Tous ces éléments sont référencés dans la MRET pour différents sujets d’examen du système de gestion. |
21347 |
Canada |
Japon |
60 |
Article 24.2 |
P. 118‑119 |
Le rapport indique que « les limites de rejet autorisées par la CCSN sont appelées “limites de rejet dérivées” (LRD). Une LRD est un sous‑type de limite autorisée qui est dérivée […] ». Veuillez donner plus de détails sur le mécanisme de réglementation des LRD, en précisant si elles constituent une exigence réglementaire, une valeur cible volontairement fixée par un titulaire de permis et ayant été approuvée par l’organisme de réglementation, etc. |
La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exigent que des dispositions adéquates soient prises pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité du public et pour protéger l’environnement. À l’heure actuelle, pour les substances nucléaires rejetées par les installations nucléaires de catégorie I, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) établit des limites autorisées appelées limites de rejet dérivées (LRD). Une LRD garantit que les membres du public ne reçoivent pas de doses de rayonnement qui seraient néfastes. Pour la plupart des installations, la LRD est fondée sur la personne la plus exposée recevant une dose de 1 mSv/an provenant des rejets radiologiques durant l’exploitation normale de l’installation. Cette personne la plus exposée recevrait une dose plus élevée que le membre moyen du public, en raison d’une combinaison de facteurs tels que l’emplacement, le mode de vie et l’alimentation. Cette personne est déterminée à partir de contrôles propres au site et peut être réelle ou hypothétique. La dose de 1 mSv/an est la limite de dose annuelle établie dans le Règlement sur la radioprotection. Pour les installations dont proviennent des rejets dans l’environnement, des LRD sont requises conformément au document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement. Ainsi, le dépassement d’une LRD fera l’objet de mesures d’application de la loi de la part de la CCSN. Les LRD doivent être examinées et approuvées par le personnel de la CCSN avant d’être incluses dans le permis en tant qu’exigence réglementaire. Les LRD sont calculées selon la méthode de la norme CSA N288.1, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Lorsque le REGDOC‑2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement sera publié et mis en œuvre, les limites autorisées ne seront plus fixées en fonction des LRD, mais plutôt selon les concentrations de rejets nominales maximales prévues. |
21348 |
Canada |
Japon |
61 |
Article 24.2 |
P.118‑119 |
Veuillez fournir des renseignements sur les éléments suivants en ce qui concerne les limites de rejet fixées pour les déchets radioactifs gazeux et liquides dans l’environnement :
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Les émissions de substances nucléaires et dangereuses sont contrôlées et surveillées, par le biais du programme de surveillance des effluents et des émissions et du programme de surveillance de l’environnement du titulaire de permis. Les titulaires de permis doivent démontrer qu’ils respectent leurs limites de rejet et leurs seuils d’intervention. Lors de l’exploitation normale d’une installation, où les rejets radiologiques (émissions atmosphériques ou rejets dans l’eau) sont autorisés, il existe des limites et des contrôles établis appelés limites de rejet dérivées (LRD) et des seuils d’intervention indiqués dans le permis ou dans le manuel des conditions de permis (MCP). Actuellement, en ce qui concerne les radionucléides, les limites sont calculées à l’aide de l’approche fondée sur les LRD. Les LRD sont dérivées par la modélisation de la dose publique propre au site, selon la norme CSA N288.1, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Outre la LRD, certaines installations nucléaires au Canada ont établi une valeur cible de rejets, appelée contrainte de dose, qui est inférieure à la limite de dose réglementaire au public et établie dans le cadre du processus d’optimisation, en vue de s’assurer que la dose au public est largement inférieure à la limite à cet égard. Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement, qui est en cours d’élaboration, comprendra des renseignements supplémentaires sur les attentes du personnel de la CCSN en matière de contraintes de dose. Lorsque le REGDOC‑2.9.2 sera publié et mis en œuvre, les limites autorisées ne seront plus fixées en fonction des LRD, mais plutôt selon les concentrations d’émission nominales maximales prévues, à un niveau plus bas que celui dérivé des LRD. |
21349 |
Canada |
Japon |
62 |
Article 24.2 |
P.118‑119 |
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Au Canada, chaque radionucléide, y compris le tritium, a sa propre limite de rejet, qui est actuellement dérivée en utilisant l’approche des limites de rejet dérivée (LRD). Les LRD sont calculées selon la méthode de la norme CSA N288.1, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Chaque installation nucléaire rejetant du tritium dans l’environnement est dotée de sa propre LRD pour le tritium propre à son site. En effet, la LRD dépend de paramètres propres au site, notamment l’emplacement des récepteurs potentiels les plus proches, les voies d’exposition potentielles pour ces récepteurs et les conditions météorologiques sur le site. L’annexe D du Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada : 2019 (https://nuclearsafety.gc.ca/fra/resources/publications/reports/regulatory‑oversight‑reports/npgs‑report‑2019) indique les LRD relatives au tritium pour les centrales nucléaires au Canada. Selon la norme CSA N288.1, les effets cumulatifs de différents radionucléides doivent être pris en compte dans les calculs des LRD. Cette évaluation a pour but de veiller à ce que la limite de dose de 1 mSv/an ne soit pas dépassée, compte tenu de l’exposition à tous les radionucléides et des voies de rejet de toutes les sources sur le site. Outre la LRD, certaines installations nucléaires au Canada ont établi une valeur cible de rejets, appelée contrainte de dose, qui est inférieure à la limite de dose réglementaire au public et établie dans le cadre du processus d’optimisation, en vue de s’assurer que la dose au public est largement inférieure à la limite à cet égard. Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement, qui est en cours d’élaboration, comprendra des renseignements supplémentaires sur les attentes du personnel de la CCSN en matière de contraintes de dose. |
21350 |
Canada |
Japon |
63 |
Article 24.2 |
P.118‑119 |
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La section relative à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) du portail de données du gouvernement ouvert du Canada (https://open.canada.ca/data/fr/dataset/6ed50cd9-0d8c-471b-a5f6-26088298870e) présente les rejets totaux de radionucléides dans l’environnement des principales installations nucléaires réglementées par la CCSN, de 2016 à 2020. Un facteur de concentration radiologique de 1 est utilisé pour l’évaluation de la dose d’exposition au tritium. |
21351 |
Canada |
Japon |
64 |
Article 24.2 |
P.118‑119 |
Comment le système de libération est‑il appliqué aux déchets radioactifs gazeux et liquides générés par les installations nucléaires? |
Les niveaux de libération conditionnelle sont appliqués pour tout effluent radioactif gazeux et liquide que le titulaire de permis souhaite rejeter directement dans l’environnement ou dans les égouts. Les valeurs recommandées sont tirées du document IAEA‑TECDOC‑1000 et ont été dérivées en faisant l’hypothèse que leur rejet à partir d’une installation autorisée n’entraînera pas une dose efficace annuelle à un membre du public supérieure à 10 μSv/an. Au Canada, les déchets radioactifs générés par les installations et les activités autorisées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire ne sont pas rejetés dans l’environnement. Les rejets atmosphériques sont appelés « émissions » et les rejets dans l’eau sont appelés « effluents ». Ces rejets sont générés pendant l’exploitation normale de l’installation et peuvent être rejetés en toute sûreté si les concentrations sont inférieures à la limite autorisée. |
22173 |
Canada |
Belgique |
65 |
Article 9 |
P. 140, G.6.1 |
Comment la sécurité des installations est‑elle assurée lors des activités d’entretien et d’inspection? |
Dans toutes les installations nucléaires au Canada, des protocoles de sécurité sont en place pour assurer le maintien d’une surveillance appropriée pendant les périodes d’entretien du système de sécurité. Il peut notamment s’agir du recours à des patrouilles assurant une surveillance permanente ou périodique, ou de l’utilisation d’une autre méthode de surveillance à distance, selon l’emplacement, le risque pour la sécurité et la durée prévue de l’entretien. Pendant les activités d’entretien, toutes les installations nucléaires restent tenues de se conformer au Règlement sur la sécurité nucléaire, aux documents d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) et aux conditions de permis applicables. La CCSN mène des activités de vérification de la conformité courantes, notamment des inspections, pour vérifier la conformité des titulaires de permis aux exigences réglementaires. |
22174 |
Canada |
Belgique |
66 |
Activités prévues |
P. 174, K.2.4.2 |
En ce qui concerne le choix de l’emplacement pour la gestion à long terme du combustible usé, il est indiqué que des essais sur le terrain sont effectués et que des consultations communautaires sont mises en œuvre. Le Canada pourrait‑il décrire la méthode d’évaluation des caractéristiques géologiques des sites potentiels? Dans le processus de sélection du site, comment se fait l’équilibre entre les aspects techniques et sociétaux (par exemple, si d’autres sites ont de meilleures caractéristiques d’implantation pour un DGP, mais bénéficient d’un moindre soutien local de la population)? |
Depuis 2010, la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) s’est engagée dans un processus communautaire pluriannuel visant à déterminer un site où le combustible nucléaire usé canadien pourrait être confiné et isolé de manière sûre dans un dépôt géologique en profondeur (DGP). Le processus de choix de l’emplacement était fondé sur l’évaluation de la sûreté et sur d’autres facteurs. Ceux‑ci sont décrits dans le document de la SGDN de 2010, Façonnons l’avenir ensemble : Processus de sélection d’un site pour le dépôt géologique en profondeur canadien pour combustible nucléaire irradié, disponible sur le site Web de la SGDN. Ce processus visait à l’origine 22 municipalités et communautés autochtones qui se sont montrées intéressées à en savoir plus et à explorer leur potentiel en tant que collectivités hôtes. La SGDN a graduellement axé son attention sur quelques régions à la suite d’évaluations techniques de sites ainsi que d’activités de mobilisation sociale visant à évaluer la sûreté et la possibilité d’établir des partenariats solidaires et résilients, ce qui constitue des critères clés de la pertinence des sites. Aujourd’hui, la SGDN mobilise les parties intéressées à en savoir plus sur le plan du Canada, notamment les communautés des Premières Nations et des Métis, dans deux régions potentielles d’implantation. Le canton d’Ignace, dans le nord‑ouest de l’Ontario, et la municipalité de South Bruce, dans le sud de l’Ontario, sont envisagés en tant que collectivités hôtes potentielles. Les études géologiques sont conçues de manière itérative, en vue d’évaluer et de confirmer que les caractéristiques géologiques de ces zones sont adéquates pour la construction d’un dépôt. S’appuyant sur des examens antérieurs de la documentation, des études géologiques intensives sont en cours dans les deux zones d’implantation potentielles pour approfondir l’évaluation de leur nature adéquate et de la mesure dans laquelle elles pourront satisfaire aux critères d’évaluation technique du site. Il s’agit notamment d’activités comme des levés géophysiques aéroportés, des levés sismiques, de la cartographie géologique ainsi que le forage, le carottage et la mise à l’essai de puits. Les activités initiales de forage et d’essais de puits se sont récemment terminées dans la région d’Ignace et devraient être achevées à South Bruce d’ici la fin de 2022. Les activités permanentes de surveillance, de modélisation, d’analyse en laboratoire ainsi que d’interprétation et d’intégration des données se poursuivent. Il incombe à la SGDN de démontrer la sûreté à long terme d’un site potentiel choisi pour accueillir un dépôt, sachant que le projet n’ira de l’avant que si les collectivités intéressées, les communautés des Premières Nations et des Métis et les municipalités avoisinantes collaborent en vue de sa mise en œuvre. Tout site hôte potentiel d’un DGP sera évalué en fonction du cadre de réglementation du Canada, qui établit clairement les exigences relatives aux données de caractérisation du site. Ces données sont requises dans le contexte de la description du système de gestion des déchets et pour les modèles d’évaluation de la sûreté et le dossier de sûreté global du DGP. |
22175 |
Canada |
Belgique |
67 |
Généralités |
P. 9, A.4 |
Concernant la démarche d’amélioration continue de la CCSN, le Canada pourrait‑il décrire la façon dont les évaluations sont effectuées? |
Au Canada, tous les titulaires de permis de la Commission canadienne de sûreté nucléaire doivent s’efforcer de réduire davantage les risques associés à leurs activités autorisées et constamment envisager de nouvelles possibilités de renforcement de la sûreté et d’atténuation des risques, au fur et à mesure que les techniques et les technologies évoluent. La CCSN s’est en outre engagée à améliorer continuellement sa réglementation du secteur nucléaire canadien. Le système de gestion de la CCSN intègre les éléments clés de ses travaux dans un cadre holistique de programmes et d’activités, grâce auquel l’organisation atteint ses objectifs en tant qu’organisme de réglementation nucléaire du Canada. La Division de la gestion interne de la qualité (DGIQ) de la CCSN supervise le système de gestion et facilite la détermination, l’élaboration et la mise en œuvre d’initiatives d’amélioration organisationnelle, par l’intermédiaire d’un groupe fonctionnel responsable des initiatives d’amélioration continue et de gestion du changement. La CCSN utilise plusieurs sources d’information, dont l’analyse permet de cerner les améliorations à apporter à son système de gestion. Voici quelques exemples de sources utilisées pour mettre en évidence des possibilités d’amélioration :
Cette approche se traduit par des stratégies d’examen et d’évaluation régulières, permet la participation de tout le personnel et de la direction, et mène à une amélioration continue sur le plan de l’atteinte des objectifs de la CCSN en tant qu’organisme de réglementation nucléaire du Canada. |
22176 |
Canada |
Belgique |
68 |
Article 32.1.2 |
P. 17, B.1.3.1.1 P. 19, B.1.3.2.2 |
Lorsqu’une tranche de centrale nucléaire est en phase de déclassement, le Canada peut-il stocker le combustible nucléaire usé en piscine ou doit-il recourir seulement au stockage à sec provisoire? Si un stockage en piscine est possible, le Canada pourrait‑il décrire les mesures prises ou imposées en matière de sûreté‑criticité et de gestion du vieillissement des SSC (notamment pour la structure et le revêtement de la piscine)? |
Au Canada, afin de passer de l’exploitation au déclassement, les titulaires de permis sont tenus de soumettre à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), aux fins d’acceptation, des plans d’activités de stabilisation. Ces plans établissent les étapes à suivre pour faire passer l’installation de l’état d’arrêt permanent à l’état stable aux fins de déclassement. Les activités de stabilisation comprennent le déchargement du combustible du réacteur, le maintien du refroidissement des piscines de stockage du combustible usé et le transfert du combustible usé vers un stockage à sec. Une centrale nucléaire ne peut achever son déclassement tant que tout le combustible usé n’a pas été transféré vers un stockage à sec. Le document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.11.2, Déclassement définit le déclassement in situ comme suit : « activités visant à placer l’installation, l’emplacement ou le site, en tout ou en partie, dans un état sûr et sécuritaire, pour lequel certains ou l’ensemble des contaminants radioactifs sont stockés définitivement sur place, ce qui peut conduire à la création d’un site d’évacuation ou de stockage définitif des déchets ». En outre, à la section 5.1, le REGDOC stipule ce qui suit : « Le déclassement in situ ne sera pas considéré comme une option raisonnable pour le déclassement prévu des installations nucléaires existantes ou futures et les situations où l’enlèvement est possible et réalisable. Le déclassement in situ pourrait toutefois être envisagé dans des circonstances exceptionnelles seulement (p. ex., à la suite d’un accident grave) ou pour les sites hérités. Le déclassement in situ des sites hérités est considéré viable seulement s’il permet de protéger les travailleurs, le public et l’environnement; si le déclassement n’était pas prévu dans la conception; si le combustible a été enlevé; et si le site demeura sous contrôle institutionnel pour la période établie dans le dossier de sûreté. » Au Canada, le combustible usé est généralement stocké en piscine pendant sept à dix ans, après quoi il est transféré dans une aire de stockage à sec. Le stockage en piscine ne doit pas être utilisé pour de longues périodes. |
22177 |
Canada |
Belgique |
69 |
Article 32.1.4 |
P. 27, B.1.4.2.1 |
Le Canada pourrait‑il décrire les solutions de rechange envisagées pour le stockage définitif des DRFMA? |
À l’automne 2020, le ministre des Ressources naturelles du Canada a chargé la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) de diriger un processus de mobilisation de la population canadienne et des peuples autochtones, afin de favoriser l’élaboration d’une stratégie intégrée de gestion à long terme pour tous les déchets radioactifs du Canada. Ces travaux permettront de combler les lacunes existantes, en particulier en matière de plans de gestion à long terme des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA). La stratégie proposée devra s’harmoniser avec la Politique en matière de gestion des déchets radioactifs et de déclassement modernisée du gouvernement fédéral. En collaboration avec les producteurs et propriétaires de déchets, le gouvernement, les peuples autochtones, les organisations de la société civile et les parties intéressées au sein de la population canadienne, l’accent sera mis sur ce qui suit :
Les recommandations de la stratégie seront fondées sur les commentaires du public, le savoir traditionnel autochtone, le consensus scientifique international et les pratiques exemplaires du monde entier. Le projet de recommandations sera publié en 2022. La population canadienne, les peuples autochtones et les parties intéressées auront l’occasion de formuler des commentaires sur ces recommandations avant qu’elles ne soient finalisées aux fins de présentation au ministre des Ressources naturelles du Canada. Dans le cadre de l’élaboration de l’énoncé des incidences environnementales visant l’installation de gestion des déchets près de la surface proposée, les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) ont examiné plusieurs solutions pour le stockage définitif des déchets radioactifs de faible activité. Outre les solutions privilégiées retenues, les LNC ont évalué le maintien dans son état actuel du stockage des déchets, le stockage définitif dans une installation de gestion des déchets en formations géologiques et la séparation des déchets radioactifs de très faible activité en vue de leur stockage définitif dans une installation distincte. De plus, ils utilisent actuellement des installations de gestion des déchets à long terme aux projets de Port Hope et de Port Granby qui font partie de l’Initiative dans la région de Port Hope. Le réacteur nucléaire de démonstration et le réacteur no 1 de Whiteshell font aussi actuellement l’objet de projets de déclassement in situ. |
22178 |
Canada |
Belgique |
70 |
Article 24 |
P. 113, F.4.3 |
Bien qu’il soit mentionné que les seuils d’intervention sont propres à une installation ou à une activité, le Canada pourrait‑il fournir quelques exemples de tels seuils d’intervention? Comment leur efficacité et leur pertinence sont‑elles évaluées? Le titulaire de permis doit‑il fournir l’ERE dans le cadre du processus de demande de permis? Les effets transfrontaliers sont‑ils pris en compte et analysés dans l’ERE? |
La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a adopté dans son cadre de réglementation l’utilisation de seuils d’intervention en radioprotection. Plus précisément, le paragraphe 3(1) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige qu’une demande de permis contienne tous les seuils d’intervention proposés aux fins de l’article 6 du Règlement sur la radioprotection. 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. Lorsque la CCSN accepte une proposition de seuil d’intervention, elle l’intègre au permis qu’elle délivre. Pour aider les titulaires de permis, la CCSN a publié le document d’application de la réglementation REGDOC‑2.7.1, Radioprotection. Les seuils d’intervention retenus par les titulaires de permis sont des paramètres de leur programme de radioprotection qui représentent des indicateurs d’éventuelles pertes de contrôle fournis en temps opportun. Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, il alerte les titulaires de permis à une perte de contrôle potentielle d’une partie de leur programme, avant tout dépassement des limites de dose. Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, le titulaire de permis est tenu de se conformer au paragraphe 6(2) du Règlement sur la radioprotection qui précise les exigences relatives aux enquêtes sur le dépassement d’un seuil, à la détermination et à la prise des mesures nécessaires pour rétablir l’efficacité du programme de radioprotection, et aux notifications réglementaires dans le délai spécifié dans son permis. Les seuils d’intervention des programmes de radioprotection peuvent inclure un certain nombre de paramètres propres à l’activité autorisée. En voici des exemples :
Comme l’indique le REGDOC‑2.7.1, le programme de radioprotection devrait inclure des exigences relatives à l’examen régulier et, le cas échéant, à la révision des seuils d’intervention. Au cours de la durée de vie d’une installation ou d’une activité, un seuil d’intervention peut être dynamique ou statique. C’est‑à‑dire qu’il peut être révisé à la hausse ou à la baisse pour tenir compte des circonstances. Par exemple, un seuil d’intervention pour une nouvelle installation ou une nouvelle activité peut justifier un ajustement, une fois une expérience d’exploitation suffisante acquise. De même, si les conditions d’une installation changent, un seuil d’intervention connexe peut aussi devoir être examiné et révisé en conséquence. La CCSN a également adopté dans son cadre de réglementation des seuils d’intervention pour la protection de l’environnement. À l’instar des seuils d’intervention en radioprotection, l’objectif de ces seuils d’intervention est de présenter des indicateurs, en temps opportun, d’une perte de contrôle potentielle. Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, il alerte les titulaires de permis à une perte potentielle de contrôle d’une partie de leur programme, avant tout dépassement de limite de rejet autorisée. Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, le titulaire de permis est tenu d’enquêter sur le dépassement, de prendre les mesures correctives ou préventives nécessaires pour rétablir l’efficacité du programme de protection de l’environnement et d’en aviser la Commission dans le délai précisé dans son permis. Les exigences détaillées et l’orientation décrivant les attentes de la CCSN en matière de seuils d’intervention pour la protection de l’environnement sont fournies dans le REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement et dans la norme CSA N288.8, Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires. Pour détecter efficacement une perte de contrôle potentielle, les seuils d’intervention pour la protection de l’environnement sont établis par le titulaire de permis et ajustés sur le plan opérationnel en fonction de ses données de surveillance des effluents, de l’évaluation d’une valeur supérieure de l’exploitation normale (p. ex., le 95e centile) et des événements connus de perte de contrôle. Conformément à la norme CSA N288.8, les seuils d’intervention doivent être révisés au moins tous les cinq ans et peuvent augmenter ou diminuer au fil du temps afin de refléter les changements opérationnels du titulaire de permis (pourvu que ce dernier continue d’exercer ses activités conformément à son fondement d’autorisation approuvé). Cet examen périodique garantit que les seuils d’intervention demeurent appropriés au fil du temps. Les seuils d’intervention en matière de radioprotection et de protection de l’environnement sont des objectifs axés sur le rendement qui sont indépendants de l’évaluation des risques environnementaux (ERE) du titulaire de permis. Les demandes de permis de construction, d’exploitation ou de déclassement d’une installation nucléaire doivent contenir une ERE prédictive décrivant les effets potentiels des activités proposées, notamment transfrontaliers, sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sûreté des personnes, de même que les mesures qui seront prises pour prévenir ou atténuer ces effets. L’ERE favorise également l’élaboration de la conception des programmes de surveillance des effluents et de l’environnement du titulaire de permis. |
22179 |
Canada |
Belgique |
71 |
Article 24 |
P. 114, F.4.6.2 |
Le titulaire de permis doit‑il fournir l’ERE dans le cadre du processus de demande de permis? Les effets transfrontaliers sont‑ils pris en compte et analysés dans l’ERE? |
Conformément au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, une demande de permis de construction doit contenir des renseignements à l’égard des effets de la construction, de l’exploitation et du déclassement de l’installation nucléaire sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sûreté des personnes, de même que des mesures qui seront prises pour prévenir ou atténuer ces effets. Les exigences détaillées et l’orientation décrivant les attentes de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) en matière d’évaluation des risques environnementaux (ERE) sont fournies dans le REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement et dans la norme CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. L’ERE constitue un élément central du programme de protection de l’environnement du titulaire de permis et doit être mise à jour au moins tous les cinq ans. Dans le cadre de cette mise à jour, on utilise de nouveaux renseignements, notamment des données de surveillance, afin de déterminer si les prédictions faites dans l’ERE précédente restent valides. Les données de surveillance tiennent compte de toute exposition potentielle provenant d’autres sources, y compris les effets transfrontaliers possibles. De plus, l’évaluation des effets cumulatifs est requise dans le cadre d’une évaluation d’impact étayée par une ERE. |
22180 |
Canada |
Belgique |
72 |
Généralités |
P. 2, § 3.0 |
Le Canada pourrait‑il préciser les éléments sur lesquels s’appuie le choix de la période de validité d’un permis de déclassement, et les conséquences si un titulaire de permis dépasse les délais (sanctions, etc.)? |
La section E.2.3.8.2 du Septième Rapport national du Canada contient des renseignements sur les périodes d’autorisation, notamment pour un permis de déclassement. Une installation nucléaire doit être autorisée tout au long de son cycle de vie, une autorisation étant requise pour la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon. La période d’autorisation habituelle pour tout permis délivré par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est de cinq à dix ans. La période d’autorisation ne vise généralement pas la durée complète d’une phase du cycle de vie, comme le déclassement, et n’est pas conçue à cette fin. La période d’autorisation accordée est indépendante du temps que le titulaire de permis propose de consacrer à une phase particulière du cycle de vie, qu’il s’agisse de l’exploitation ou du déclassement. Le déclassement d’une installation dotée d’un réacteur peut prendre des décennies, en particulier si le déclassement différé est choisi. La Commission a également le pouvoir discrétionnaire de préciser la période de tout permis qu’elle délivre. Lors de l’examen de chaque demande, la CCSN tient soigneusement compte de tous les facteurs et renseignements pertinents relatifs à la phase d’autorisation précédente. Il s’agit notamment des dangers liés à l’installation, de l’élaboration et de la mise en œuvre de programmes de sûreté, de la mise en œuvre d’un programme de surveillance et d’entretien efficace, de l’expérience du titulaire de permis et de son rendement. Si un permis de déclassement (ou tout autre permis délivré par la CCSN) expire et n’est pas renouvelé, le titulaire de permis ne peut plus mener les activités autorisées par le permis. La CCSN exige que les demandeurs et titulaires de permis prennent des dispositions adéquates en vue du déclassement en toute sûreté et de la gestion connexe des déchets des installations nucléaires existantes ou proposées, notamment en veillant à ce que des ressources financières suffisantes soient disponibles pour financer toutes les activités approuvées de déclassement et de gestion des déchets, si le titulaire de permis n’est pas en mesure de s’acquitter de ses obligations. Si un titulaire de permis met plus de temps à déclasser une installation dotée d’un réacteur que prévu à l’origine et que le permis continue d’être renouvelé, la CCSN n’impose aucune sanction pour ce délai. |
24339 |
Canada |
France |
73 |
Article 32.1.4 |
Section D – page 57 |
The Report from Canada indicates that the dedicated isotopes facilities (Multipurpose Applied Physics Lattice Experiment (MAPLE) and new processing facility) at Chalk River (Ontario) remain in an extended shutdown state. Could Canada specify what the purpose of this extended shutdown is: decay for some difficulties to obtain a sufficient radiological safety during the decommissioning procedures, absence of relevant solution for long term management of radioactive waste, or anything else? |
The MAPLE reactors and processing facility are in an extended shutdown state. Canadian Nuclear Laboratories and Atomic Energy of Canada Limited have recently made the determination that there are no viable re-use options for the facilities, and as such they are in the process of being transferred into a storage-with-surveillance state, a planned stage of a decommissioning program during which the facility will be maintained in a safe condition until decontamination and dismantling actions are performed. |
24339 |
Canada |
France |
73 |
Article 32.1.4 |
Section D – p. 57 |
Le rapport du Canada indique que les installations produisant des isotopes (réacteurs MAPLE [Multipurpose Applied Physics Lattice Experiment] et nouvelle installation de traitement) à Chalk River (Ontario) demeurent en état d’arrêt prolongé. Le Canada pourrait‑il préciser le but de cet arrêt prolongé (délai pour prendre en compte certaines difficultés à assurer une sûreté radiologique suffisante lors des procédures de déclassement, absence de solution pertinente pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, autre)? |
Les réacteurs MAPLE et l’installation de traitement sont en état d’arrêt prolongé. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens et Énergie atomique du Canada limitée ont récemment déterminé qu’il n’y avait pas d’options de réutilisation viables pour les installations et, à ce titre, elles sont en transition vers un état de stockage sous surveillance, ce qui constitue une étape planifiée d’un programme de déclassement au cours de laquelle l’installation sera maintenue dans un état sûr jusqu’à l’exécution des mesures de décontamination et de démantèlement. |
24340 |
Canada |
France |
74 |
Article 32.1.4 |
Section B – p. 29 |
Le rapport du Canada indique que les mines d’uranium de McArthur River et de Cigar Lake sont deux des gisements d’uranium les plus riches au monde. Il précise que certains corps minéralisés du bassin d’Athabasca contiennent d’autres éléments, tels que du nickel et de l’arsenic, et que cette caractéristique introduit des éléments supplémentaires à prendre en considération dans la gestion des résidus et des stériles qui découlent de l’extraction et de la concentration de ces minerais. La gestion des produits chimiques toxiques étroitement liés aux déchets radioactifs, notamment issus de l’exploitation des minerais, est un sujet délicat qui préoccupe de nombreux pays. Le Canada pourrait‑il donner des renseignements sur cette gestion particulière? |
Les stériles minéralisés et le minerai brisé sont stockés dans des installations de confinement artificielles construites avec des matériaux à faible perméabilité (p. ex., béton, PEHD ou bentonite) et dotées d’un système de collecte du lixiviat. L’eau de ces installations est collectée et acheminée aux fins de traitement. Les installations de traitement des eaux du site sont conçues pour extraire efficacement l’uranium, le radium 226 et d’autres substances (p. ex., nickel et arsenic) associées au corps minéralisé. L’eau traitée est régulièrement contrôlée pour assurer le respect des limites de rejet applicables et la protection continue de l’environnement. Les précipités provenant de ces installations de traitement peuvent être filtrés et renvoyés à la mine souterraine pour être stockés à long terme, traités dans le contexte du procédé de concentration ou stockés définitivement dans des installations de gestion des résidus (IGR) artificielles. Les processus de traitement sont tels que ces substances sont extraites de la solution par précipitation, sous forme de composés chimiques qui resteront stables à long terme. Pendant l’exploitation, les IGR artificielles sont activement asséchées pour favoriser la consolidation des résidus et maintenir le confinement hydraulique de l’installation. À la phase du déclassement, la configuration définitive de ces installations sera telle que l’interaction des eaux de surface ou souterraines avec la masse de résidus consolidés sera réduite. |
24341 |
Canada |
France |
75 |
Article 3.2 |
Section C.1.3 – p. 38 |
Le rapport du Canada indique que les matières radioactives naturelles (MRN) sont réglementées par les gouvernements provinciaux et territoriaux, chacun ayant sa propre réglementation en matière de gestion et de stockage définitif des matières. Le rapport précise que les Lignes directrices canadiennes pour la gestion des matières radioactives naturelles (MRN) ont été élaborées par le Comité de radioprotection fédéral‑provincial‑territorial, en vue d’harmoniser les normes à l’échelle du pays et d’assurer un contrôle approprié des MRN. Il est en outre indiqué que la réglementation provinciale devrait également être consultée. Le Canada pourrait‑il fournir les principaux aspects de la gestion des MRN décrits dans les Lignes directrices? Existe‑t‑il des règles particulières pour ces règlements provinciaux? Dans l’affirmative, en quoi consistent‑elles exactement? |
Les Lignes directrices canadiennes pour la gestion des matières radioactives naturelles (MRN) énoncent les principes et les méthodes relatives à la détection, à la classification, à la manutention et à la gestion des MRN au Canada, et donnent également des directives en ce qui a trait à la conformité aux règlements fédéraux sur le transport. Elles servent de cadre pour l’élaboration de pratiques et directives de gestion des MRN plus détaillées par les autorités de réglementation, les industries touchées et les lieux de travail particuliers. Pour plus de renseignements sur la gestion des MRN au Canada, veuillez consulter : |
24342 |
Canada |
France |
76 |
Article 28 |
Section J.1.3.2 – p. 161 |
La section J.1.3.2 intitulée « Évacuation des sources radioactives scellées au Canada » du rapport canadien mentionne que certaines sources radioactives retirées du service peuvent être gérées par désintégration radioactive, être recyclées par certains fabricants ou être envoyées dans une installation de gestion des déchets radioactifs autorisée. Toutefois, aucune option à long terme de stockage définitif n’est mentionnée. Le Canada pourrait‑il préciser les options de stockage définitif actuellement envisagées pour la gestion à long terme des sources radioactives retirées du service pour lesquelles on ne peut s’attendre à une désintégration à une échelle de temps humaine, en particulier les sources de catégories 1 et 2? |
À l’heure actuelle, aucune installation, aucun emplacement ni aucun site au Canada n’est autorisé à stocker définitivement des déchets radioactifs, y compris des sources scellées retirées du service. |
27365 |
Canada |
Chypre |
77 |
Article 20 |
Section J.1.3.7 |
C’est une façon très intéressante de régler la question de la responsabilité. Quelles exigences légales ou réglementaires sont en place pour obliger les titulaires de permis à participer en contribuant à ce régime d’assurance par le biais d’une prime? Ce système est‑il applicable à toutes les catégories de sources (5 à 1)? Serait‑il possible que, la CCSN étant la seule partie assurée, cela soit interprété comme une exonération de leur responsabilité par les titulaires de permis, qui pourraient par exemple se montrer moins « prudents » dans le respect de leurs obligations? |
Tous les titulaires de permis qui utilisent des sources scellées et des appareils à rayonnement (toutes catégories confondues) sont assujettis à une condition de permis portant sur une garantie financière. Cette condition ne serait retirée du permis que si elle était jugée non essentielle pour le titulaire de permis visé (par exemple, dans le cas d’un permis qui n’autorise que la possession et l’utilisation de sources scellées de moins de 50 MBq). La condition de permis stipule que le titulaire de permis devra maintenir en tout temps une garantie financière relative aux activités autorisées en vertu du permis d’une valeur et sous une forme jugée acceptable par la Commission. Les titulaires de permis qui utilisent des sources scellées et des appareils à rayonnement ont le choix de soumettre leur propre plan de garantie financière ou de participer au programme d’assurance mis en place par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), à condition que leur responsabilité à l’égard de ces sources n’excède pas un million de dollars. Le programme de garantie financière s’applique à toutes les catégories de sources dans les limites précisées (sources scellées supérieures à 50 MBq et tous les appareils à rayonnement). Au cours des six dernières années de mise en œuvre du programme, l’expérience a démontré que les titulaires de permis continuent d’assumer la responsabilité de leurs sources. La CCSN n’a utilisé le régime d’assurance qu’à trois reprises. Il a été clairement indiqué aux titulaires de permis qu’une garantie financière ne les dispense pas de se conformer à toutes les exigences réglementaires relatives à la cessation des activités autorisées. Seule la CCSN peut invoquer un programme de garantie financière, et elle ne le fera qu’après avoir épuisé toutes les autres options réglementaires auprès du titulaire de permis, lorsque ce dernier ne peut être identifié ou lorsqu’une entité non nucléaire est impliquée. Des renseignements supplémentaires à ce sujet sont disponibles sur le site Web de la CCSN à https://nuclearsafety.gc.ca/fra/nuclear-substances/licensing-nuclear-substances-and-radiation-devices/licensing-process/financial-guarantees/index. |
29797 |
Canada |
Allemagne |
78 |
Article 26 |
P. 126 |
Au Canada, le déclassement des installations exige‑t‑il que le combustible usé soit retiré des installations en cours de déclassement? |
Le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC‑2.11.2, Déclassement fournit des exigences et de l’orientation en ce qui concerne la planification, la préparation, l’exécution et l’achèvement. Afin de passer de l’exploitation au déclassement, les titulaires de permis sont tenus de soumettre des plans d’arrêt permanent, des plans d’activités de stabilisation et des plans détaillés de déclassement à la CCSN aux fins d’acceptation. Un plan d’activités de stabilisation comprend les étapes à suivre pour faire passer l’installation de l’état d’arrêt permanent à l’état stable aux fins de déclassement. Les activités de stabilisation comprennent le déchargement du combustible du réacteur, le drainage et le stockage de l’eau de refroidissement des principaux systèmes du réacteur, le drainage de l’eau des systèmes de refroidissement secondaires et auxiliaires, le nettoyage et la décontamination, le maintien du refroidissement des piscines de stockage du combustible usé, le transfert du combustible usé vers l’aire de stockage à sec, la modification des programmes et des conditions d’exploitation afin qu’ils correspondent à l’état de l’installation, la réalisation de contrôles radiologiques rigoureux et le maintien de la surveillance courante de l’installation. |
29798 |
Canada |
Allemagne |
79 |
Article 9 |
P. 141, 275 |
En 2004, à la suite d’un processus complet d’évaluation environnementale et d’autorisation, y compris une mobilisation rigoureuse du public, le projet de Cluff Lake a obtenu l’approbation réglementaire nécessaire en vue de son déclassement, assortie des objectifs convenus relatifs à l’état final. Au Canada, quelle est la relation entre l’état final du déclassement et la levée du contrôle réglementaire par la CCSN? Comment l’état final d’une installation nucléaire est‑il défini, et quel est le rôle de l’organisme de réglementation dans la définition et l’approbation de l’état final? |
Comme indiqué dans le document d’application de la réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) REGDOC‑3.5.1, Diffusion de l’information : Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, le titulaire de permis peut être exonéré de sa responsabilité après que la surveillance à long terme ait permis de confirmer la réussite du déclassement et l’atteinte des objectifs relatifs à l’état final du déclassement. La Commission peut délivrer un permis d’abandon ou une exemption de permis qui mettra fin à la responsabilité du titulaire de permis pour le site et, le cas échéant, transférera ensuite la responsabilité de la surveillance réglementaire à un tiers (p. ex., une province, un territoire ou le gouvernement fédéral) qui assurera le contrôle institutionnel. Le REGDOC‑3.6, Glossaire de la CCSN définit l’état final dans les termes suivants : « En ce qui a trait au déclassement, état physique, chimique et radiologique d’une installation, une fois le programme de déclassement terminé ». Les objectifs relatifs à l’état final d’une installation nucléaire doivent être déterminés lors de la planification du déclassement et décrits dans le plan préliminaire de déclassement, au début du cycle de vie de l’installation. Ces objectifs doivent être fondés sur l’état final proposé et sur l’utilisation future prévue du site. Au fur et à mesure que la planification du déclassement progresse, les objectifs relatifs à l’état final et à l’assainissement sont précisés dans le plan détaillé de déclassement. Ce dernier doit inclure des descriptions de l’occupation et de l’utilisation prévues du site ainsi que des activités qui peuvent avoir lieu dans les environs. Les objectifs relatifs à l’état final et à l’assainissement sont choisis par les titulaires de permis en tenant compte de l’utilisation finale proposée et sont établis en collaboration avec les parties intéressées visées et en consultation avec les organismes de réglementation. Une fois le déclassement terminé, un rapport définitif sur l’état final doit être soumis à la CCSN aux fins d’approbation. Le rapport décrit la manière dont les conditions de l’état final ont été atteintes ou explique pourquoi les objectifs n’ont pas été atteints, et présente les résultats détaillés des contrôles du site. Une fois le déclassement réussi, dans le respect des conditions, la CCSN exige qu’un permis d’abandon ou une exemption d’autorisation soit demandé. La demande doit être étayée par des rapports sur les résultats des activités de déclassement et de remise en état du site ainsi que par les résultats de la surveillance radiologique et environnementale afin de démontrer qu’il n’est plus nécessaire que le site fasse l’objet d’une autorisation en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Le déclassement prend fin avec la levée du contrôle réglementaire par la CCSN à l’égard du site. S’il n’est pas possible de lever le contrôle réglementaire sans restriction, des contrôles institutionnels doivent être mis en place, et l’installation pourrait devoir demeurer sous la surveillance de la CCSN. Lorsque des contrôles institutionnels sont requis, la CCSN s’attend à ce que le responsable prenne les mesures suivantes à la suite de l’achèvement du déclassement :
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30304 |
Canada |
Ukraine |
80 |
Article 32.2.1 |
Annexe 4, p. 217 |
Existe‑t‑il un plan pour la manipulation des conteneurs de combustible corrodés et de leur combustible, ou le combustible est-il simplement placé dans de nouveaux conteneurs en acier inoxydable? |
Bien que le combustible soit stocké, surveillé et inspecté de manière sûre, les Laboratoires Nucléaires Canadiens explorent actuellement diverses options pour récupérer, stabiliser et emballer en toute sûreté le combustible hérité et les matériaux contenant du combustible dont l’emballage et le combustible se sont dégradés pendant l’entreposage. Tous les plans de gestion du combustible devront tenir compte des critères d’acceptation des déchets pour le dépôt géologique en profondeur national; la Société de gestion des déchets nucléaires procède actuellement à l’établissement de ces critères. |
30305 |
Canada |
Ukraine |
81 |
Article 32.1.2 |
B.1.3.1.1, p. 16 |
En cas de prolongation de la durée de vie du réacteur, y aura‑t‑il suffisamment de place sur le site pour stocker le combustible usé? |
Comme l’indique la section B.1.3.1.1 du Septième Rapport national du Canada, chaque site de centrale nucléaire au Canada dispose de suffisamment d’espace pour stocker tout le combustible usé produit pendant la durée de vie de la centrale. Si un titulaire de permis souhaite prolonger la durée de vie d’une centrale, il devra en faire la demande à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) et obtenir l’approbation de la Commission par le biais d’un processus d’audience publique. Une telle demande devra être accompagnée des documents justificatifs à l’appui de la prolongation, lesquels comprendront des renseignements sur la gestion des déchets radioactifs. Le personnel de la CCSN effectuera une évaluation technique complète de la documentation et vérifiera qu’un plan adéquat est en place pour gérer les déchets radioactifs supplémentaires qui seraient générés en raison de la prolongation de la durée de vie, avant que la prolongation ne soit accordée. |
31154 |
Canada |
Monténégro |
82 |
Article 24 |
F, F.4.5, F4.6, p. 114 |
Le rapport indique que : « Le secteur nucléaire réduit le risque que des effluents de matières radioactives soient accidentellement rejetés dans l’environnement en utilisant divers moyens : barrières multiples, composants et systèmes fiables, personnel compétent et mesures de détection et de correction des défaillances. »
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La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) exige, sous la forme d’une condition de permis, que chaque titulaire de permis mette en œuvre et tienne à jour un programme de protection de l’environnement. Il incombe au promoteur ou au titulaire de permis de l’installation d’effectuer la surveillance environnementale des radionucléides et des substances dangereuses. Le programme de surveillance de l’environnement doit satisfaire aux exigences du document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC‑2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement et de la norme CSA N288.4, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. Le personnel de la CCSN assure la surveillance au moyen de l’examen des programmes de surveillance de l’environnement, des rapports de surveillance environnementale, des rapports annuels de conformité et des rapports d’événements des titulaires de permis ainsi que de la tenue d’inspections axées sur la protection de l’environnement. Il exige des titulaires de permis qu’ils fournissent des données concernant leur rendement courant et qu’ils signalent les situations inhabituelles. En cas de rejet accidentel, le personnel de la CCSN effectue un suivi pour s’assurer que le titulaire de permis prend les mesures correctives appropriées. De plus, la CCSN a mis en œuvre son propre Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE), qui vise à renforcer la confiance des Autochtones et du public dans la réglementation de l’industrie nucléaire par la CCSN, par le biais d’un programme d’échantillonnage environnemental indépendant, technique et accessible autour des installations nucléaires. Le PISE est distinct du programme de vérification continue de la conformité de la CCSN, auquel il s’ajoute; il aide à confirmer la position réglementaire et les décisions de la CCSN. Ontario Power Generation (OPG) dispose d’un solide programme de protection de l’environnement et ses rejets accidentels d’effluents radioactifs sont peu nombreux. Aux installations d’OPG, les rejets radiologiques les plus courants proviennent du dégagement gazeux de tritium et de carbone 14 provenant de la manutention et du stockage des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité et de l’incinération des déchets. Les rejets accidentels peuvent inclure des déversements mineurs provenant d’équipements, des fuites de puisards ou des infiltrations ou fuites d’eau à partir de structures souterraines. De multiples barrières sont en place pour confiner les déversements et empêcher les rejets dans l’environnement. OPG est conforme à la série de normes CSA N288. Un échantillonnage des effluents, de l’environnement et des eaux souterraines est périodiquement réalisé par le personnel du site et analysé par des laboratoires tiers, sauf pour les dosimètres thermoluminescents environnementaux, qui sont analysés par le laboratoire de radioprotection d’OPG. Une évaluation des risques environnementaux est réalisée tous les cinq ans par un consultant tiers qui surveille l’eau, les sédiments, la végétation et le sol à proximité. Les installations de Bruce Power font l’objet d’une conception de qualité sur le plan du rendement opérationnel, dont l’objectif est d’atténuer les rejets accidentels et de protéger l’environnement; les rejets accidentels sont généralement le résultat de déversements ou d’accidents. Le nombre d’incidents annuels reste faible, et ces derniers présentent des risques et des conséquences limités. La cause déterminée est généralement une défaillance de l’équipement. À ce jour, ces incidents font l’objet d’une intervention efficace afin de préserver la santé humaine et de protéger l’environnement. Les départements de la chimie et des opérations assurent le suivi environnemental aux centrales. Les principaux défis auxquels sont confrontées les installations des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) sont liés à la défaillance de l’équipement et/ou à l’erreur humaine, tel qu’il est décrit ci‑dessous. Un certain nombre de facteurs peuvent être impliqués dans un rejet accidentel dans l’environnement. Il peut s’agir d’une défaillance de l’équipement, de la dégradation d’un système antipollution (p. ex., un filtre obstrué) ou d’un problème de performance humaine. En général, les rejets des LNC sont très bien contrôlés. En 2007, la CCSN a exigé l’établissement de seuils d’intervention fondés sur l’historique d’exploitation des installations en question. Les dépassements de ces seuils d’intervention doivent être déclarés à l’organisme de réglementation (la CCSN). Avant la mise en œuvre de cette exigence, les seuils d’intervention des LNC correspondaient à un pourcentage de la limite annuelle admissible et étaient très élevés; dans certaines installations, il aurait été impossible de les dépasser. Le fait de fonder les seuils d’intervention sur le rendement historique a permis de ramener toutes les limites à un niveau plus raisonnable et a incité la direction à surveiller plus étroitement les émissions, ce qui a conduit à un meilleur rendement global. En effet, bien qu’ils aient été inférieurs aux anciens seuils d’intervention, certains rejets ont été reconnus comme étant hors de l’ordinaire et ont fait l’objet d’enquête et de mesures correctives. Depuis la mise en place de ces seuils d’intervention en 2007, les LNC ont connu deux événements majeurs avec plusieurs dépassements des seuils d’intervention (une fuite de réacteur et des rejets inhabituels d’iode provenant de l’installation de production d’isotopes), mais outre ces deux événements, les LNC ont connu moins de quinze dépassements en quinze ans. Il s’agit d’un excellent rendement, si l’on considère que plus de 50 points de rejet atmosphérique sont surveillés chaque semaine et que 12 emplacements d’effluents liquides sont contrôlés mensuellement, chacun d’entre eux l’étant pour un certain nombre de paramètres différents. Le prélèvement et la préparation des échantillons sont effectués par le personnel des LNC. Ces échantillons sont ensuite envoyés à différents laboratoires internes et externes aux fins d’analyse selon les paramètres visés. Cependant, toute la surveillance radiologique est réalisée à l’interne. Pour certaines analyses non radiologiques et pour tout ce qui est envoyé à une tierce partie, les LNC suivent la norme ISO 17025. Quant à eux, les prélèvements et les analyses radiologiques sont effectués en conformité avec des plans d’assurance de la qualité qui respectent l’une des normes CSA suivantes : N288.4, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium; N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium ou N288.7, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium. En ce qui concerne les installations de stockage des déchets radioactifs et du combustible usé, Hydro‑Québec évalue dans son rapport de sûreté tous les événements possibles, de la production des déchets dans l’installation nucléaire à leur stockage sûr sur le site, en passant par le transport entre les installations. De plus, une équipe d’intervention qualifiée est présente sur le site en permanence pour toute manipulation de déchets. De bonnes conditions météorologiques et l’établissement d’une vitesse maximale du vent ou du véhicule (transport de déchets) sont d’autres exemples de conditions préalables requises. Enfin, toutes les installations de déchets font l’objet d’une surveillance environnementale sur le plan de la qualité des eaux de surface, des eaux souterraines, de l’air, et du rayonnement gamma présent dans l’atmosphère, notamment. Tout rejet imprévu de radioactivité dans l’environnement serait rapidement détecté, et des mesures seraient prises immédiatement pour corriger la situation. Hydro‑Québec effectue sa propre surveillance environnementale des radionucléides autour des installations de gestion des déchets nucléaires et radioactifs. Pour l’installation d’Énergie NB, les principaux défis potentiels proviennent de la manutention physique et du transport des déchets du site vers les installations de stockage. La prévention des rejets accidentels et la protection de l’environnement sont intégrées dans la formation, dans la conception de l’équipement et dans les procédures relatives à ces activités. Énergie NB est responsable de la surveillance de l’environnement et de l’échantillonnage autour de son installation de gestion des déchets. Pour les installations de traitement de Cameco ayant des déchets hérités (pouvant avoir été générés par l’ancien titulaire de permis du site ou trois à quatre cycles de permis auparavant), le principal défi est l’intégrité des colis de déchets pour lesquels on dispose de peu de renseignements documentés sur le plan de la caractérisation. Afin d’assurer la protection des personnes et de l’environnement lors du stockage et/ou de la caractérisation, on met en œuvre des mesures de prévention des rejets accidentels comme l’utilisation d’emballages adaptés aux caractéristiques connues des déchets, le confinement multiple (fûts de suremballage, stockage intérieur des colis, stockage dans des dispositifs de confinement tels que des digues ou des bermes), la surveillance (inspections programmées de l’intégrité de l’emballage, avec reconditionnement si nécessaire) et la caractérisation du traitement en vue de la libération inconditionnelle, du stockage définitif ou de l’entreposage à long terme autorisés. La surveillance environnementale des installations de Cameco est effectuée par Cameco conformément au programme de protection de l’environnement de chaque installation. Au moins tous les cinq ans, on évalue les données de surveillance courante et inopinée (c’est‑à‑dire la surveillance réactive ou la surveillance liée à un projet ou à une enquête) dans le cadre de l’évaluation des risques environnementaux (ERE) de l’installation. L’examen continu des données de surveillance peut déclencher la prise de mesures immédiates en fonction de seuils propres au site, conformément au programme de mesures correctives. L’examen des données dans le cadre de l’ERE peut déclencher la prise de mesures en vue d’apporter un changement systémique du programme de protection de l’environnement, y compris des mesures de surveillance ou de prévention. Aux mines de Cameco, des installations de confinement techniques sont utilisées pour le stockage de matériaux tels que les stériles, le minerai, les résidus, l’eau contaminée, l’eau traitée, les réservoirs et les pipelines. Ces installations sont en général construites avec des matériaux à faible perméabilité (p. ex., revêtement en PEHD, béton et bentonite) et sont dotées d’un système de collecte du drainage en vue de contenir les fuites potentielles. Ce confinement à faible perméabilité permet le stockage sûr des déchets solides et liquides et minimise le rejet d’eau contaminée dans l’environnement. Les installations sont régulièrement inspectées et entretenues pour s’assurer qu’elles continuent de fonctionner comme prévu. Les rejets accidentels sont peu fréquents et présentent de faibles risques et conséquences pour l’environnement. La surveillance environnementale liée au permis d’exploitation de l’installation est généralement effectuée par des employés du site ou par des entrepreneurs qualifiés. Les programmes de surveillance communautaire dans le nord de la Saskatchewan sont gérés par des entrepreneurs qualifiés, avec l’aide de membres des collectivités. Les installations d’Orano sont bien conçues sur le plan du rendement opérationnel afin d’atténuer les rejets accidentels et de protéger l’environnement; en général, les rejets imprévus sont causés par des déversements ou des accidents. Le nombre d’incidents annuels reste faible, et ces derniers présentent de faibles risques et conséquences. La cause déterminée est généralement une défaillance de l’équipement ou un problème de formation. À ce jour, ces incidents font l’objet d’une intervention efficace, afin de maintenir la protection de l’environnement et de la santé humaine. Les employés des installations du site effectuent la surveillance. Les installations font également l’objet d’une surveillance menée par des organismes de réglementation de l’industrie de l’uranium et de la protection de l’environnement, par des vérificateurs et par des programmes communautaires. |
31236 |
Canada |
République tchèque |
83 |
Article 32.2.4 |
D/p. 51; annexe 5/p. 257, 262 |
Combien de temps comptez‑vous entreposer les résines usées? Avez‑vous l’intention de conditionner les résines usées entreposées? Dans l’affirmative, quelle est la forme définitive visée? |
Dans les installations d’Ontario Power Generation, les résines usées resteront entreposées provisoirement à l’installation de gestion des déchets Western jusqu’à ce qu’un dépôt définitif soit établi et mis en service (prévu pour 2045). Les options de conditionnement des résines usées sont en cours d’évaluation; cependant, aucune décision technologique définitive n’a été prise. Une décision devrait être prise d’ici la fin de 2022. Depuis la publication du rapport, les résines des sites Douglas Point et Gentilly‑1, exploités par les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC), ont été retirées et traitées. Pour ces sites, les LNC ont recours à des installations de traitement commerciales tierces pour réduire le volume de déchets, et les résidus résultants sont expédiés aux Laboratoires de Chalk River aux fins d’entreposage provisoire. |
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