Septième Rapport national du Canada pour la Convention commune

Préface

La Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs (Convention commune) est un instrument international juridiquement contraignant qui traite de la sûreté de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs à l’échelle internationale. Les Parties contractantes à la Convention commune ont pris l’engagement d’appliquer des mesures de sûreté strictes, de préparer un rapport national sur ces mesures et de le soumettre à l’examen des autres Parties contractantes. En outre, les Parties contractantes participeront activement aux réunions d’examen.

La Convention commune a été adoptée le 5 septembre 1997 dans le cadre d’une conférence diplomatique organisée par l’ Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) à Vienne, en Autriche. La Convention a été ouverte à la signature le 29 septembre 1997 et est entrée en vigueur le 18 juin 2001. Le Canada a été l’un des premiers pays à ratifier la Convention commune le 7 mai 1998.

La Convention commune est une convention incitative qui cherche à promouvoir un degré élevé de sûreté dans la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs par l’intermédiaire d’un processus d’examen par les pairs qui a lieu tous les trois ans.

Objectifs de la Convention commune :

• atteindre et maintenir un haut niveau de sûreté à l’échelle mondiale en matière de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs
• s’assurer qu’il y a des mécanismes de défense efficaces contre les dangers potentiels dans l’exécution de telles activités
• prévenir les accidents ayant des conséquences radiologiques et en atténuer les répercussions à n’importe quelle étape de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

La Convention commune s’applique :

• au combustible usé généré par l’exploitation de réacteurs nucléaires civils
• aux déchets radioactifs provenant des applications civiles
• aux résidus de l’extraction et de la concentration de l’uranium
• aux rejets provenant des activités réglementées
• à des dispositions particulières visant les sources scellées retirées du service

La structure de la Convention (telle que décrite dans les articles de la Convention commune INFCIRC/546, datée du 24 décembre 1997) se décline comme suit :

• Objectifs, définitions et champ d’application (articles 1 à 3)
• Dispositions spécifiques de sûreté (articles 4 à 17)
  • Articles 4 à 10 : Sûreté de la gestion du combustible usé
  • Articles 11 à 17 : Sûreté de la gestion des déchets radioactifs
• Dispositions générales de sûreté (articles 18 à 26)
• Dispositions diverses (articles 27 et 28)
• Réunions des Parties contractantes (articles 29 à 37)
• Clauses finales et autres dispositions (articles 38 à 44)

L’AIEA fait office de secrétariat pour la Convention commune. La responsabilité de la mise en œuvre des obligations de la Convention au nom du gouvernement du Canada a été déléguée à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN).

Ce rapport est le septième Rapport national du Canada pour la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs. La période visée par le rapport s’étend du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020. L’inventaire des déchets radioactifs est établi au 31 décembre 2019. Les organisations suivantes ont contribué à la rédaction de ce rapport : la CCSN, Ressources naturelles Canada, Énergie atomique du Canada limitée, la Société de gestion des déchets nucléaires, Ontario Power Generation Inc., Bruce Power, la Société d’énergie du Nouveau-Brunswick, Hydro-Québec, Cameco Corporation, Orano, Nordion Inc. et BWX Technologies Inc.

Résumé

1.0 Introduction

Le septième rapport national du Canada décrit la manière dont le Canada a continué de remplir ses obligations en vertu des articles de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs au cours de la période de référence allant du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020. Rédigé dans le cadre d’une collaboration entre la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CNSC), des ministères fédéraux et le secteur nucléaire, ce rapport porte particulièrement sur le progrès des initiatives visant la gestion à long terme du combustible usé et des déchets radioactifs au Canada, fait le point sur les révisions et les mises à jour apportées au sixième rapport national du Canada et répond aux observations et questions soulevées lors de la sixième réunion d’examen, qui s’est tenue en mai 2018.

2.0 Mission de 2019 du Service d’examen intégré de la réglementation au Canada

En septembre 2019, la CCSN a accueilli une mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) au Canada. La portée de la mission de 2019 incluait toutes les activités et installations autorisées par la CCSN, y compris la réglementation des activités de gestion des déchets. La mission de 2019 du SEIR a permis de confirmer que la CCSN dispose d’un cadre de réglementation solide et qu’elle continue de veiller à l’exploitation sûre des installations nucléaires au Canada. La mission au Canada a également fourni des informations précieuses; la CCSN et d’autres ministères fédéraux canadiens ont reçu des suggestions, des recommandations et un certain nombre de bonnes pratiques pour améliorer davantage la surveillance du secteur nucléaire au Canada, y compris le cadre de réglementation de la CCSN.

La CCSN a élaboré un plan d’action pour donner suite aux constatations de la mission de 2019 du SEIR. Le 18 février 2020, la CCSN a fait connaître publiquement la réponse du Canada à chaque recommandation, suggestion et bonne pratique. Ces mesures montrent l’engagement du Canada à donner suite aux conclusions de la mission de 2019 du SEIR et elles serviront à déterminer si les recommandations et les suggestions ont été pleinement prises en compte avant la mission de suivi du SEIR. La CCSN continuera à partager les progrès liés aux initiatives d’amélioration continue résultant de la mission de 2019 du SEIR avec ouverture et transparence. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.5.1.

3.0 Principales initiatives et priorités actuelles du Canada

La sixième réunion d’examen a permis d’établir les principales priorités du Canada et les mesures prévues pour améliorer la sûreté, comme suit :

• modernisation du cadre de réglementation pour les déchets et le déclassement

  Dans le cadre de la modernisation continue du cadre de réglementation, la CCSN achève actuellement l’élaboration ou la mise à jour de cinq documents d’application de la réglementation relatifs à la gestion des déchets radioactifs et au déclassement :

  • REGDOC-1.2.1, Orientation sur la caractérisation des emplacements de dépôts géologiques en profondeur
  • REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs
  • REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, version 2
  • REGDOC-2.11.2, Déclassement

  • REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées

    La publication de ces documents d’application de la réglementation est prévue pour l’exercice financier 2020-2021. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.2.1.

• mise en œuvre de la Loi sur l’évaluation d’impact

  Le gouvernement du Canada a introduit de nouvelles règles pour protéger l’environnement, reconnaître et respecter les droits des Autochtones et renforcer l’économie grâce à la nouvelle Loi sur l’évaluation d’impact (LEI), qui est entrée en vigueur le 28 août 2019. Le processus d’évaluation d’impact est dirigé par l’Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC) et sert d’outil de planification qui prend en considération l’ensemble des effets environnementaux, sanitaires, sociaux et économiques des projets. Ce régime s’éloigne des décisions fondées uniquement sur l’importance des effets et se concentre plutôt sur la question de savoir si les effets négatifs dans les domaines de compétence fédérale sont dans l’intérêt public. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.2.2.

• déclassement et remise en état des sites d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL) gérés par les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC)

  Avec la mise en œuvre du modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE) aux sites d’EACL, les LNC continuent d’accélérer considérablement les activités de déclassement et de remise en état. Des progrès notables ont été réalisés sur tous les sites depuis la sixième réunion d’examen, notamment :

  • le déclassement et la démolition de 77 structures dans les zones surveillées et contrôlées des Laboratoires de Chalk River (LCR), ce qui porte le nombre total de structures redondantes retirées à 92 sur plus de 120 à démolir entre 2015 et 2026
  • les progrès réalisés pour placer le réacteur national de recherche universel (NRU) dans un état de stockage sous surveillance (suivant la fin de son exploitation en mars 2018)
  • le renouvellement du permis de déclassement du site des Laboratoires de Whiteshell (LW) pour une période de cinq ans (débutant en décembre 2019)
  • le déclassement de 20 autres structures redondantes sur le site des LW, et le déclassement global des LW en voie d’achèvement d’ici 2027

  • les processus réglementaires d’évaluation environnementale et de délivrance de permis lancés en 2017 pour :

    • une installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) d’une capacité de 1 000 000 m³ pour le stockage définitif de déchets radioactifs de faible activité (DRFA) aux LCR. Sous réserve d’une approbation réglementaire, l’installation de stockage définitif proposée sera construite et son entrée en service est prévue pour 2024
    • le déclassement in situ du réacteur de la centrale nucléaire de démonstration (NPD) à Rolphton, près des LCR. Sous réserve d’une approbation réglementaire, le site devrait être déclassé d’ici 2024
    • le déclassement in situ du réacteur Whiteshell-1 (WR-1) aux LW

  À la suite d’une vaste consultation publique sur les ébauches des énoncés des incidences environnementales (EIE), de nombreux commentaires et questions ont été reçus de la part d’organismes gouvernementaux, de communautés autochtones, d’organisations de la société civile et de membres du public. Après avoir pris en compte tous les commentaires, les LNC ont soumis des ébauches révisées des EIE aux fins d’examen réglementaire (l’IGDPS en décembre 2019 et les réacteurs NPD et WR-1 en mars 2020). Une fois les examens réglementaires achevés avec succès, chacun de ces projets sera examiné lors d’une audience publique de la Commission de la CCSN

  • la préparation d’une capacité d’entreposage temporaire supplémentaire pour les DRFA aux LCR en attendant l’entrée en service de l’IGDPS
  • l’évaluation des besoins actuels en matière d’entreposage des déchets radioactifs de moyenne activité (DRMA), y compris les besoins en capacité à court et moyen terme, étant donné que la capacité actuelle est limitée et qu’il est prévu de regrouper l’entreposage de tous les DRMA d’EACL/LNC aux LCR, jusqu’à ce que le stockage définitif des DRMA devienne possible
  • l’augmentation de la capacité des LCR à entreposer des conteneurs de stockage à sec pour le combustible usé afin de permettre la consolidation de l’entreposage du combustible usé aux LCR en attendant la disponibilité de l’installation de stockage définitif de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN)
  • l’achèvement du programme de rapatriement des barres de combustible d’uranium hautement enrichi (UHE) au Département de l’Énergie des États-Unis
  • la mise en service complète de l’installation d’emballage et de stockage du combustible, ainsi que le transfert et le séchage associés de 96 colis de combustible usé vulnérables
  • des progrès importants dans les travaux d’assainissement de l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH), notamment :
    • l’achèvement de la construction des installations du monticule de confinement artificiel (MCA) à Port Hope et à Port Granby
    • le démarrage des activités d’assainissement dans la municipalité de Port Hope; fermeture et recouvrement du MCA de Port Hope en voie pour 2026
    • l’assainissement presque terminé à Port Granby; fermeture et recouvrement du MCA de Port Granby en bonne voie pour 2021
  • l’identification des moyens d’évacuation des déchets provenant du nettoyage de sites contaminés le long de l’itinéraire de transport dans le Nord (ITN), permettant l’achèvement substantiel des activités de remise en état d’ici 2026

  • la poursuite des progrès dans la récupération et le traitement des déchets liquides entreposés dans plusieurs bâtiments du site des LCR (environ 3 m³ de déchets liquides retirés et immobilisés)

    Pour de plus amples renseignements, y compris des détails sur les progrès significatifs réalisés dans le cadre des activités susmentionnées depuis 2015, se reporter à la section K.2.3.

• gestion à long terme du combustible usé et sélection d’un site acceptable dans une communauté disposée à accueillir un dépôt de combustible usé

  Depuis que le mandat de la SGDN pour la mise en œuvre de la méthode de la GAP pour la gestion à long terme du combustible usé a été approuvé par le gouvernement du Canada en 2007, l’élan est maintenu. Lorsque le processus de sélection du site a été lancé en 2010, 22 collectivités au total avaient exprimé leur intérêt pour en savoir plus au sujet du projet. En mars 2020, deux collectivités candidates avaient été identifiées, l’une dans la municipalité de South Bruce et l’autre près d’Ignace, toutes deux en Ontario. Les études et la consultation des collectivités se poursuivent dans ces régions. Les communautés autochtones participent également par l’intermédiaire d’accords d’apprentissage. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.2.4.

• dépôt géologique en profondeur proposé par Ontario Power Generation (OPG) pour ses déchets radioactifs de faible et de moyenne activité

  Le 21 août 2017, la ministre fédérale de l’Environnement et du Changement climatique a demandé à OPG d’actualiser l’analyse des effets cumulatifs potentiels que le projet pourrait avoir sur le patrimoine culturel de la Nation des Ojibway de Saugeen et d’inclure une description des effets potentiels du projet sur le lien spirituel et culturel qui unit la Nation des Ojibway de Saugeen à la terre. En outre, dans sa lettre, la ministre a indiqué que les résultats du processus communautaire de la Nation des Ojibway de Saugeen devaient éclairer l’analyse. OPG a mobilisé les leaders de la communauté pour établir un processus, qui a abouti à un vote communautaire. Le 31 janvier 2020, la Nation des Ojibway de Saugeen a voté contre le projet. OPG respecte la décision de la communauté et a officiellement annulé le projet. OPG a retiré sa demande auprès de la CCSN pour la construction du dépôt géologique en profondeur. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.2.5.

• discussion sur les options d’une stratégie intégrée par les propriétaires de déchets radioactifs du Canada dans le cadre du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs (FDGDR)

  Les plus grands propriétaires de déchets radioactifs du Canada (EACL, OPG, Hydro-Québec et Énergie NB) et d’autres parties intéressées continuent de se rencontrer dans le cadre du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs (FDGDR) parrainé par le Groupe des propriétaires de CANDU (COG) afin de discuter des occasions de coordination et de collaboration dans le contexte de la gestion à long terme, y compris en ce qui a trait aux technologies et aux stratégies de communication pertinentes. Le FDGDR a lancé un projet visant à élaborer une stratégie intégrée en matière de déchets radioactifs pour le Canada. Le premier résultat de cet exercice stratégique mené par l’industrie est attendu à l’été 2020. Pour obtenir de plus amples renseignements à ce sujet, se reporter à la section K.2.6.

4.0 Enjeux d’importance

Au cours de la sixième réunion d’examen, des questions d’importance ont émergé des discussions cumulées au sein des groupes de pays. Les Parties contractantes ont convenu que les enjeux suivants seraient traités dans le rapport national, de même que les mesures prises pour y répondre :

• la mise en œuvre de stratégies nationales pour la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs
• les incidences pour la sûreté de la gestion à long terme du combustible usé
• l’établissement d’un lien entre la gestion à long terme et le stockage définitif des sources radioactives scellées retirées du service
• la remise en état des installations et des sites hérités

Pour de plus amples renseignements sur chaque élément, se reporter à la section K.3.

5.0 Installations nucléaires en cours de déclassement au Canada

Les installations nucléaires suivantes sont en cours de déclassement au Canada :

• les LCR

l’installation de gestion des déchets (IGD) de Douglas Point

• l’IGD de Gentilly-1
• la centrale nucléaire de Gentilly-2
• le site de la mine Gunnar
• le réacteur NPD
• le réacteur d’expérience critique à faible puissance intrinsèquement sûr (SLOWPOKE)-2 du Saskatchewan Research Council (SRC)
• les Laboratoires de Whiteshell

La section D.1.5 et l’annexe 8 fournissent plus de détails sur l’état d’avancement des activités de déclassement à ces installations.

6.0 Conclusion

À l’heure actuelle, au Canada, le combustible usé et les déchets radioactifs sont gérés dans des installations d’entreposage temporaire qui sont sécuritaires et sans danger pour les personnes et pour l’environnement. Ces installations sont continuellement surveillées par les titulaires de permis et la CCSN pour veiller à leur aptitude fonctionnelle. Le Canada reconnaît qu’il devra adopter des stratégies de gestion améliorées et à long terme pour l’ensemble de son combustible usé et de ses déchets radioactifs et qu’il progresse dans l’élaboration de solutions.

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 cite plusieurs initiatives clés démontrant l’engagement du Canada à élaborer et à mettre en œuvre des approches de gestion à long terme qui n’imposeront pas un fardeau indu aux générations futures.

Section A – Introduction

A.1 Contexte

Le gouvernement du Canada a compétence en matière d’énergie nucléaire. Ressources naturelles Canada (RNCan) est le ministère responsable de la politique fédérale en matière d’énergie nucléaire. Depuis longtemps, le gouvernement du Canada finance la recherche nucléaire et soutient le développement et l’utilisation de l’énergie nucléaire et d’applications connexes. Grâce aux fonds investis :

• l’énergie nucléaire fournit à l’heure actuelle plus de 15 % de l’électricité consommée au Canada
• le secteur nucléaire contribue de façon importante à l’économie canadienne, représente actuellement 17 milliards de dollars d’activité économique et procure (directement et indirectement) plus de 76 000 emplois hautement spécialisés
• le Canada est le deuxième plus important producteur mondial d’uranium, lequel se classait en 2019 au septième rang des métaux les plus importants au Canada, du point de vue de la valeur de la production

Le Canada produit des déchets radioactifs depuis le début des années 1930, lorsque la première mine de radium et d’uranium a été ouverte à Port Radium, dans les Territoires du Nord-Ouest. Le minerai de pechblende était transporté depuis la mine de Port Radium jusqu’à Port Hope, en Ontario, où il était raffiné en vue de la production de radium à des fins médicales et, plus tard, à des fins militaires ainsi que pour la production de combustible nucléaire. Les activités de recherche et de développement sur l’utilisation de l’énergie nucléaire pour la production d’électricité ont commencé dans les années 1940 aux Laboratoires de Chalk River (LCR). Au Canada, à l’heure actuelle des déchets radioactifs sont produits aux différents stades du cycle du combustible nucléaire et par diverses activités connexes :

• extraction et concentration de l’uranium
• raffinage et conversion de l’uranium
• fabrication de combustible nucléaire
• exploitation de réacteurs nucléaires
• recherche nucléaire
• production et utilisation de radio-isotopes
• déchets radioactifs et déclassement

Le gouvernement du Canada considère comme hautement prioritaire de préserver la sécurité des personnes et de protéger l’environnement des différentes activités exercées par le secteur nucléaire et il a instauré une législation moderne sur laquelle repose le régime de réglementation exhaustif et rigoureux du Canada. L’organisme de réglementation du secteur nucléaire canadien est la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). En plus de RNCan et de la CCSN, on compte parmi les principaux organismes du gouvernement du Canada qui jouent un rôle vis-à-vis du secteur nucléaire canadien :

• Énergie atomique du Canada limitée (EACL)
• Environnement et Changement climatique Canada
• Affaires mondiales Canada
• Santé Canada
• Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC)
• Transports Canada

La section E.2.7 fournit des renseignements sur la structure fédérale du Canada et des descriptions des institutions fédérales engagées dans l’énergie nucléaire.

Les lois suivantes sont les pièces maîtresses du cadre législatif et réglementaire du Canada touchant les questions nucléaires : la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN); la Loi sur l’énergie nucléaire (LEN); la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN); et la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (LRIN). La LSRN est la loi principale qui vise à assurer la sûreté des activités du secteur nucléaire et de la gestion des déchets radioactifs au Canada. La section E.2.1 contient une description de ce cadre législatif et réglementaire.

Les gouvernements provinciaux ont la responsabilité de décider de leur panier énergétique, y compris du rôle de l’énergie nucléaire. Les ministères provinciaux peuvent jouer des rôles dans les activités nucléaires et la gestion des déchets radioactifs, les détails de ces rôles étant fixés par chaque province.

A.2 Réglementation des substances nucléaires

En vertu de la LSRN, la CCSN a notamment pour mission de réglementer le développement, la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire, ainsi que la production, la possession et l’utilisation des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés afin de protéger la santé et la sécurité des personnes, l’environnement et la sécurité nationale, et de faire en sorte que les activités soient exercées en conformité avec les mesures de contrôle et les obligations internationales que le Canada a assumées. Conformément à l’article 2 de la LSRN, les substances nucléaires sont le deutérium, le thorium, l’uranium et les éléments de numéro atomique supérieur à 92; les dérivés et composés du deutérium, du thorium, de l’uranium et des éléments de numéro atomique supérieur à 92; les radionucléides; les substances désignées par règlement comme étant soit capables de libérer de l’énergie nucléaire, soit indispensables pour en produire ou en utiliser; un sous-produit radioactif qui résulte du développement, de la production ou de l’utilisation de l’énergie nucléaire; et une substance ou un objet radioactif qui a servi dans le cadre du développement, de la production ou de l’utilisation de l’énergie nucléaire.

Les déchets radioactifs et le combustible usé contiennent des substances nucléaires et sont donc réglementés de la même manière que toute substance nucléaire. La section B.1.2 décrit la politique de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs.

A.3 Principes et approche du Canada en matière de sûreté

Le Canada encourage et réglemente activement la sûreté au sein du secteur nucléaire. L’approche du Canada en matière de sûreté repose sur plusieurs facteurs, entre autres :

• l’examen des normes internationales (c.-à-d. les normes et guides de l’AIEA) et les améliorations apportées aux politiques et aux normes d’application de la réglementation de la CCSN
• la prise en considération de l’adoption de recommandations internationales, comme celles sur les limites de dose de rayonnement pour le public et les travailleurs contenues dans la publication de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) intitulée Recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR-103, 2007)
• la prise en considération des lois et règlements provinciaux en vigueur pour la protection de l’environnement; par exemple, les limites relatives aux rejets contrôlés de déchets gazeux ou liquides ou de matières solides sont tirées de régimes de réglementation complémentaires, comme les Objectifs provinciaux de qualité de l’eau de l’Ontario ou le Règlement sur les effluents des mines de métaux et des mines de diamants, ou sont inspirées de conditions de permis particulières (comme les limites de rejet dérivées)
• la prise en considération de l’adoption d’autres normes établies par des organisations comme le Groupe CSA

Les principes de réglementation de la CCSN reposent sur ce qui suit :

• Le titulaire de permis est directement responsable de la gestion des activités réglementées d’une manière qui protège la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, tout en respectant les obligations nationales et internationales du Canada en ce qui concerne l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire.
• La CCSN est imputable au Parlement canadien et la population canadienne pour veiller à ce que ces personnes et ces organisations s’acquittent dûment de leurs responsabilités

La CCSN veille donc à ce que les parties réglementées soient informées des exigences et bénéficient d’orientations sur la façon de les respecter. Elle s’assure ensuite que toutes les exigences réglementaires sont observées et qu’elles continuent de l’être.

A.4 Amélioration continue

La CCSN observe une philosophie fondée sur l’amélioration continue pour ses activités internes et pour réglementer l’industrie nucléaire canadienne. Par conséquent, la CCSN exige des titulaires de permis qu’ils réduisent encore davantage le risque associé à leurs activités autorisées. Elle évalue la façon dont les titulaires de permis gèrent les risques dans le cadre de leurs activités normales et lors d’une intervention dans des conditions d’accident, en appliquant des concepts tels que le principe ALARA (niveau de risque le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre) et la défense en profondeur. Dans son évaluation, la CCSN considère la manière dont les titulaires de permis veillent constamment à évaluer, à gérer et à réduire davantage les incertitudes en ce qui a trait aux dangers et aux questions de sûreté. Cela comprend auusi la façon dont ils examinent les options supplémentaires qui s’offrent à eux en matière de sûreté et d’atténuation, à mesure que les techniques et les technologies évoluent.

A.5 Défense en profondeur

Les exigences de la CCSN prévoient la mise en œuvre de la défense en profondeur dans la conception, la construction et l’exploitation des installations nucléaires ou dans la réalisation d’activités nucléaires. La défense en profondeur consiste à mettre en place plus d’un niveau de défense (c.-à-d. des mesures de protection) pour un objectif de sûreté donné, afin que cet objectif puisse être atteint même si une des mesures de protection échoue.

Pour y parvenir, il faut instaurer de multiples niveaux de défense indépendants, dans la mesure du possible, en tenant compte d’éléments de sûreté et de sécurité organisationnels, comportementaux et techniques, afin qu’aucune défaillance humaine ou mécanique possible ne repose exclusivement sur un seul niveau de défense.

A.6 Protection de l’environnement

La protection de l’environnement est une responsabilité que se partagent les gouvernements fédéral et provinciaux. La CCSN collabore avec d’autres administrations et ministères et, le cas échéant, conclut des ententes officielles afin de protéger l’environnement de manière plus efficace et de coordonner la surveillance réglementaire.

Le mandat de protection de l’environnement de la CCSN comprend des objectifs de conception et des pratiques exemplaires pour réduire au minimum ou éliminer le rejet de substances nucléaires ou dangereuses dans l’environnement. Les mesures de protection de l’environnement sont proportionnelles au niveau de risque associé à l’activité. La CCSN détermine si le demandeur ou le titulaire de permis a pris les mesures voulues pour protéger l’environnement contre tout risque déraisonnable et s’il respecte toutes les exigences réglementaires connexes.

A.7 Protection de la santé et de la sécurité des personnes

La CCSN définit des limites de dose qui respectent les limites établies pour préserver la santé et prend des règlements visant à prévenir tout risque excessif pour la santé et la sécurité des personnes. Ces limites, qui sont décrites dans le Règlement sur la radioprotection, sont conformes aux recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). En vertu du Règlement sur la radioprotection, tous les titulaires de permis sont tenus de mettre en œuvre un programme de radioprotection qui s’appuie sur le principe ALARA. En plus des dangers radiologiques, la réglementation établie afin de prévenir tout risque déraisonnable pour la santé et la sécurité des personnes aborde également les risques relatifs à la santé et la sécurité classiques.

A.8 Protection de la sécurité nationale

Afin de prévenir les risques pour la sécurité nationale, la CCSN travaille en étroite collaboration avec les exploitants d’installations nucléaires, les organismes du renseignement et de l’application de la loi, des organisations internationales et d’autres ministères afin de veiller à ce que les matières et les installations nucléaires soient protégées de manière adéquate. La sécurité nucléaire au Canada est régie par le Règlement sur la sécurité nucléaire. Ce règlement établit des exigences détaillées en matière de sécurité pour les installations nucléaires autorisées et d’autres activités réglementées.

A.9 Obligations internationales

La CCSN participe à des forums internationaux en vue d’exercer un leadership mondial dans le domaine nucléaire et de tirer profit de l’expérience acquise et des pratiques exemplaires établies à l’échelle internationale. La CCSN participe également à des activités organisées par l’AIEA, la CIPR et d’autres organisations internationales, ainsi qu’à des activités prévues dans le cadre de certains traités, comme la Convention commune.

Ces activités internationales permettent de faciliter les processus décisionnels de la CCSN et l’aident à :

• comprendre et comparer différentes façons d’évaluer et d’atténuer les risques
• partager son expérience en matière de recherche et d’exploitation

A.10 Non-prolifération nucléaire

La CCSN est responsable de la mise en œuvre de la politique et des engagements du Canada en matière de non-prolifération nucléaire, qui ont pour but :

• de garantir aux Canadiens et à la communauté internationale que les exportations nucléaires du Canada ne contribuent pas à la fabrication d’armes nucléaires ou d’autres dispositifs nucléaires explosifs
• de promouvoir un régime international de non-prolifération plus efficace et plus exhaustif

Le Traité international sur la non-prolifération des armes nucléaires (TNP) est la pierre angulaire des efforts déployés par le Canada en vue de promouvoir ses objectifs en matière de désarmement international, de non-prolifération et d’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Les obligations prévues dans le TNP, auxquelles le Canada a accepté de se conformer, comprennent :

• ne pas recevoir, ne pas fabriquer et ne pas acquérir d’armes nucléaires ou de dispositifs nucléaires explosifs
• accepter les garanties de l’AIEA pour toutes les matières nucléaires utilisées à des fins pacifiques au Canada
• veiller à ce que les exportations de matières nucléaires du Canada soient soumises à la surveillance de l’AIEA

La CCSN s’acquitte de ces obligations au moyen de la LSRN et de ses règlements d’application, notamment le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

A.11 Garanties

Les « garanties » sont les mesures prises par l’AIEA, conformément au TNP, pour vérifier que les matières nucléaires ne sont pas détournées des utilisations pacifiques en vue de produire des armes nucléaires. Les accords relatifs aux garanties conclus par le gouvernement du Canada et l’AIEA donnent à cette dernière le droit et l’obligation de surveiller les activités du Canada liées au nucléaire et de vérifier les stocks et mouvements des matières nucléaires au Canada.

Dans le cadre de son processus de surveillance réglementaire, la CCSN s’assure que tous les titulaires de permis concernés ont établi des programmes de garanties qui permettent :

• la surveillance des matières et des activités nucléaires et la présentation de rapports à leur égard
• l’accès par les inspecteurs des garanties de l’AIEA aux endroits où des matières nucléaires sont stockées, ainsi qu’à certaines activités précises de fabricatin ou de recherche liées au nucléaire
• la communication à l’AIEA de renseignements liés à la conception et à l’exploitation des installations nucléaires

Lorsque les accords relatifs aux garanties l’exigent, la CCSN compile les données des titulaires de permis et les transmet à l’AIEA au nom du gouvernement du Canada. La CCSN a également collaboré avec l’AIEA en vue d’élaborer de nouvelles approches relatives aux garanties pour les installations canadiennes, et elle contribue aux efforts de renforcement des garanties de l’AIEA à l’échelle internationale.

A.12 Principale question en matière de sûreté

La principale question de sûreté que ce rapport entreprend de traiter est la gestion à long terme du combustible usé et des déchets radioactifs.

Au Canada, l’élaboration et la mise en œuvre de la gestion à long terme des déchets radioactifs relèvent du propriétaire des déchets. L’entreposage provisoire de toutes les formes de déchets est actuellement effectué d’une manière sûre. Le secteur nucléaire canadien et le gouvernement du Canada œuvrent à l’élaboration de solutions à long terme en matière de gestion des déchets qui protégeront la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement. Les principales initiatives en cours sont décrites à la section K. Certains des défis les plus importants seront de mener ces initiatives à terme, ainsi que d’élaborer et de mettre en œuvre des solutions à long terme et appropriées qui inspirent et maintiennent la confiance du public.

La gestion à long terme des déchets radioactifs produits dans le cadre des pratiques passées a constitué pour les gouvernements fédéral et provinciaux un défi sur le plan de l’élaboration et de la mise en œuvre de stratégies correctives et de solutions à long terme appropriées pour la gestion des déchets. Plusieurs initiatives visant ces sites ont déjà abouti ou sont en cours. Celles-ci sont décrites dans les sections H.2.1 et K.3.4.

A.13 Principaux thèmes du Septième rapport national du Canada

Les principaux thèmes abordés dans le rapport sont les suivants :

• Les rôles et responsabilités assignés aux organismes et aux ministères du gouvernement du Canada ainsi qu’au secteur nucléaire, comme il est confirmé dans la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, pour assurer la gestion sûre du combustible usé et des déchets radioactifs.
• La responsabilité première de la sûreté incombe aux titulaires de permis; ceux-ci prennent cette responsabilité au sérieux et sont en mesure de tirer des revenus adéquats pour permettre des activités sûres.
• La philosophie et les exigences canadiennes en matière de sûreté, mises en œuvre au moyen du processus de réglementation, assurent que le risque que présentent les activités de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs pour les travailleurs, le public et l’environnement est maintenu au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA), en tenant compte des facteurs sociaux et économiques.
• L’organisme de réglementation du Canada dispose de suffisamment d’autonomie, de pouvoirs et de ressources pour assurer la mise en application et le respect des exigences relatives à la sûreté des activités de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs.
• L’industrie et différents paliers de gouvernement sont engagés dans un certain nombre d’initiatives visant l’élaboration et la mise en œuvre de solutions à long terme pour le combustible usé et les déchets radioactifs, ainsi que pour l’assainissement des déchets résultant de pratiques passées comme l’extraction et le traitement de l’uranium.

Section B – Politiques et pratiques

B.1 Rapports (paragraphe 32(1))

Cette section traite des obligations en vertu du paragraphe 32(1) de la Convention commune.

B.1.1 Classification des déchets radioactifs au Canada

Créée en 1919, l’Association canadienne de normalisation (maintenant appelée le Groupe CSA) est un organisme sans but lucratif constitué de représentants du gouvernement, de l’industrie et de groupes de consommateurs. Le Groupe CSA produit principalement des normes de sûreté et de rendement, notamment pour le matériel électronique et industriel, les chaudières et les appareils sous pression, les dispositifs à gaz comprimé, la protection de l’environnement et les matériaux de construction. Il fournit également du matériel de formation et des produits d’information.

En collaboration avec l’industrie, le gouvernement et la CCSN, le Groupe CSA a mis au point une norme qui comprend un système de classification des déchets radioactifs (CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié), qui tient compte du guide général de sûreté GSG-1, Classification of Radioactive Waste de l’AIEA, de même que des besoins du secteur nucléaire canadien. La deuxième version a été publiée en 2019 et remplace la version antérieure, publiée en 2014. La norme CSA N292.0-19 reconnaît quatre principales catégories de déchets radioactifs :

• déchets radioactifs de haute activité (DRHA)
• déchets radioactifs de moyenne activité (DRMA)
• déchets radioactifs de faible activité (DRFA)
• résidus des mines et usines de concentration d’uranium

Les sous-catégories de DRFA sont également précisées afin de mieux cerner les différents besoins en matière de gestion de déchets.

Le système de classification des déchets radioactifs est organisé en fonction du degré de confinement et d’isolation requis pour assurer la sûreté à court et à long terme. Il tient également compte du risque potentiel des différents types de déchets radioactifs.

Il n’est pas possible de fixer des limites numériques précises pour distinguer les différentes catégories de déchets radioactifs (surtout les DRFA et les DRMA), car les limites d’activité diffèrent selon les radionucléides individuels et les groupes de radionucléides et elles varieront en fonction de considérations de gestion de la sûreté à court et à long terme. Dans certains cas, on a utilisé un débit de dose au contact de 2 mSv/h pour distinguer entre les DRFA et les DRMA.

Les sections qui suivent donnent un aperçu des quatre principales catégories de déchets radioactifs au Canada.

B.1.1.1 Déchets radioactifs de haute activité

Les déchets radioactifs de haute activité (DRHA) sont du combustible nucléaire usé (irradié) qui a été déclaré déchet radioactif ou des déchets dont la désintégration radioactive génère une quantité importante de chaleur (généralement plus de 2 kW/m³). Les DRHA présentent généralement des niveaux de concentration d’activité allant de 10⁴ à 10⁶ TBq/m³.

Au Canada, les termes « combustible nucléaire irradié » ou « combustible nucléaire usé » sont des termes plus justes que « combustible épuisé », étant donné que le combustible déchargé est considéré comme un déchet même s’il n’est pas entièrement épuisé. Dans ce rapport, le terme « combustible usé » est utilisé et renvoie à la terminologie de la Convention commune.

Le combustible usé s’accompagne de rayonnements pénétrants, ce qui requiert un blindage. De plus, il contient d’importantes quantités de radionucléides à longue période, d’où la nécessité d’un isolement à long terme. Les formes de déchets issus du combustible usé (p. ex., les déchets provenant du retraitement du combustible nucléaire) peuvent présenter des caractéristiques semblables et sont donc considérées comme des DRHA.

Le stockage dans des formations géologiques profondes et stables est considéré comme la meilleure solution pour la gestion à long terme des DRHA.

B.1.1.2 Déchets radioactifs de moyenne activité

En général, les DRMA ne nécessitent pas ou très peu de dissipation de la chaleur durant la manutention, le transport et la gestion à long terme. Toutefois, en raison de leur taux de radioactivité total, il pourrait être nécessaire d’examiner les conséquences de la génération de chaleur à court terme par les DRMA. En raison de leur contenu en radionucléides à longue période, ces déchets exigent généralement un confinement et un isolement plus importants que ceux pouvant être assurés par les installations de gestion de déchets près de la surface.

B.1.1.3 Déchets radioactifs de faible activité

Les déchets radioactifs de faible activité (DRFA) contiennent des matières renfermant des radionucléides en quantités supérieures aux niveaux de libération et aux quantités d’exemption établis, mais sont généralement caractérisés par de petites quantités de radionucléides à longue période. À titre d’indication seulement, une limite de 400 Bq/g en moyenne (et jusqu’à 4 000 Bq/g pour des colis) pour les radionucléides émetteurs de particules alpha à longue période peut être envisagée dans le processus de classification. Pour les radionucléides émetteurs de particules bêta ou de rayonnement gamma à longue période, comme le carbone 14, le chlore 36, le nickel 63, le zirconium 93, le niobium 94, le technétium 99 et l’iode 129, les concentrations moyennes d’activité permises peuvent être considérablement plus élevées (jusqu’à des dizaines de kBq/g) et peuvent être propres au site ou à l’installation de stockage définitif. Ces déchets requièrent isolement et confinement jusqu’à quelques centaines d’années.

B.1.1.3.1   Déchets radioactifs de faible activité à très courte période

Les déchets radioactifs de faible activité à très courte période (DRFATCP) sont des déchets pouvant être entreposés pendant une période de désintégration ne dépassant pas quelques années (une période de deux ans est habituellement utilisée), puis être libérés. Cette classification englobe les déchets radioactifs ne contenant que des radionucléides à courte période typiquement utilisés à des fins biomédicales ou de recherche. Les sources d’iridium 192 et de technétium 99m ainsi que les déchets contenant des radionucléides à courte période semblables provenant d’applications industrielles et médicales constituent des exemples de ce type de déchets radioactifs.

Le principal critère relatif aux DRFATCP est la demi-vie des radionucléides prédominants. En général, les DRFATCP ne devraient comprendre que des radionucléides ayant une demi-vie de 100 jours ou moins.

B.1.1.3.2   Déchets radioactifs de très faible activité

Les déchets radioactifs de très faible activité (DRTFA) présentent un risque faible, sans toutefois correspondre aux critères d’exemption. Les installations de gestion à long terme des DRTFA ne requièrent pas un confinement ou un isolement poussé. Un dépôt près de la surface assorti de contrôles réglementaires restreints est généralement suffisant. Les DRTFA comprennent habituellement les matières en vrac, comme les sols et les gravats de faible activité, ainsi que certains déchets contenant de l’uranium.

B.1.1.4 Résidus de mines et d’usines de concentration d’uranium

Les résidus de mines et d’usines de concentration d’uranium sont un type particulier de déchet radioactif généré par l’extraction et le traitement du minerai d’uranium et la production de concentré d’uranium. En plus des résidus, les activités minières génèrent typiquement de grosses quantités de stériles lorsque les galeries sont creusées pour permettre l’accès au corps minéralisé en vue de l’extraction du minerai. Les déchets renferment d’importantes concentrations d’éléments radioactifs à longue période qui ne décroissent pas de façon significative à long terme. En général, étant donné les grandes quantités de déchets générées par les procédés d’extraction et de concentration du minerai, la seule solution pratique de gestion à long terme est leur stockage dans des installations de gestion des déchets près de la surface adjacentes aux mines et aux usines.

B.1.2 Politique en matière de gestion des déchets radioactifs et du combustible usé

Au Canada, les questions relatives aux activités et aux substances nucléaires relèvent de la compétence du gouvernement du Canada. Ressources naturelles Canada est responsable d’établir les politiques nucléaires canadiennes, y compris en ce qui a trait aux déchets radioactifs. La Politique-cadre en matière de déchets radioactifs du gouvernement du Canada établit les rôles et responsabilités du gouvernement de même que des producteurs et propriétaires des déchets. Plus précisément :

• Le gouvernement fédéral veillera à ce que le stockage définitif des déchets radioactifs soit exécuté en toute sûreté et de manière écologique, exhaustive, économique et intégrée.
• Le gouvernement fédéral est responsable d’élaborer les politiques, de réglementer et de superviser les producteurs et propriétaires de sorte à veiller à ce qu’ils respectent les exigences juridiques et à ce qu’ils assument leurs responsabilités financières et opérationnelles conformément aux plans approuvés de stockage définitif des déchets.
• Conformément au principe du « pollueur-payeur », les producteurs et propriétaires sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation des installations de stockage définitif et autres installations requises pour leurs déchets. On reconnaît ainsi que les arrangements peuvent varier selon qu’il s’agit de déchets de combustible nucléaire, de DRFA ou de résidus des mines et usines de concentration d’uranium.

En vertu du présent cadre législatif et réglementaire, le combustible usé est considéré comme un autre type de déchet radioactif. Il en résulte que la législation et les politiques pour le gestion des déchets radioactifs s’appliquent autant au combustible usé qu’aux autres formes de déchets radioactifs.

En septembre 2019, l’AIEA a entrepris une mission du SEIR et a conclu que le Canada est doté d’un cadre exhaustif pour la sûreté nucléaire et la radioprotection. La mission a également permis de relever six bonnes pratiques à soumettre à d’autres pays aux fins d’examen. Cet examen a donné lieu à la recommandation que le gouvernement renforce la politique actuelle et établisse une stratégie connexe pour mettre en vigueur les principes énoncés dans la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs du gouvernement du Canada.

Dans le cadre de sa réponse à cette recommandation, le gouvernement du Canada examinera sa politique actuelle pour les déchets radioactifs et envisagera des façons de la renforcer de sorte à mettre en vigueur les principes énoncés dans sa Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, notamment l’établissement d’une stratégie connexe. RNCan entreprendra cet examen en tant que ministère responsable de l’élaboration et de la mise en œuvre de la politique fédérale relative à l’énergie nucléaire au Canada.

En décembre 2018, la CCSN a publié le document d’application de la réglementation REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada, qui donne un aperçu du cadre de gouvernance et de réglementation relatif à la gestion des déchets radioactifs et au déclassement au Canada. Cet aperçu sert de fondement pour les autres documents d’application de la réglementation relatifs à la gestion des déchets.

Le REGDOC-2.11 énonce la philosophie qui régit la réglementation par la CCSN des déchets radioactifs et respecte pleinement la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs. Il établit la nécessité d’une gestion à long terme des déchets radioactifs et dangereux produits dans le cadre d’activités autorisées.

Le REGDOC-2.11 inclut un énoncé de politique dans lequel les déchets radioactifs sont définis comme toute forme de déchets qui contiennent une substance nucléaire, telle que définie dans la LSRN. La définition est suffisamment générale pour inclure, sans considération spéciale, le combustible usé dans les déchets radioactifs. La politique indique que la CCSN, lorsqu’elle rend des décisions d’ordre réglementaire concernant la gestion des déchets radioactifs, vise à atteindre ses objectifs en tenant compte de certains principes clés dans le contexte des faits et des circonstances propres à chaque cas, comme suit :

• La production de déchets radioactifs est réduite le plus possible par la mise en œuvre de mesures de conception, de procédures d’exploitation et de pratiques de déclassement.
• Les déchets radioactifs sont gérés en fonction des risques de nature radiologique, chimique et biologique pour la santé et la sûreté des personnes, pour l’environnement et pour la sécurité nationale.
• L’évaluation des impacts futurs des déchets radioactifs sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement tient compte de la période durant laquelle l’impact maximal devrait survenir.
• Les incidences prévues de la gestion des déchets radioactifs sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement ne sont pas supérieures à celles qui sont tolérées au Canada au moment de la décision d’ordre réglementaire.
• Les mesures nécessaires pour protéger les générations actuelles et futures contre des risques déraisonnables associés aux dangers des déchets radioactifs sont élaborées, financées et appliquées dès que possible sur le plan pratique.
• Les effets que pourrait avoir la gestion des déchets radioactifs au Canada sur la santé et la sécurité des personnes et sur l’environnement au-delà des frontières canadiennes ne sont pas supérieurs aux effets ressentis au Canada.

Les principes énoncés dans le REGDOC-2.11 correspondent à ceux recommandés par l’AIEA. Le REGDOC-2.11 reconnaît également l’engagement de la CCSN à optimiser l’effort de réglementation, énonçant que la CCSN devrait consulter les organismes provinciaux, nationaux et internationaux et collaborer avec eux pour :

• favoriser une réglementation harmonisée et des normes nationales et internationales cohérentes en matière de gestion des déchets radioactifs
• assurer le respect des mesures de contrôle et des obligations internationales auxquelles le Canada a souscrit à l’égard des déchets radioactifs

B.1.3 Pratiques en matière de gestion du combustible usé

B.1.3.1 Le combustible usé au Canada

B.1.3.1.1   Combustible usé généré par les centrales nucléaires

Au Canada, le combustible usé est entreposé en piscine et à sec. Il est placé dans des piscines remplies d’eau dès sa sortie du réacteur. L’eau le refroidit et sert de blindage contre le rayonnement. Après avoir séjourné plusieurs années en piscine (de six à dix ans, selon les besoins propres au site et les contrôles administratifs de l’organisation) et lorsqu’il produit moins de chaleur, le combustible usé peut ensuite être transféré vers une installation de stockage à sec. Ces installations sont constituées de grands silos ou conteneurs en béton armé. Au Canada, chaque centrale nucléaire dispose d’assez d’espace pour entreposer tout le combustible usé produit pendant la durée de vie de la centrale. Un réacteur nucléaire CANDU de 600 MW produit par année environ 90 tonnes de combustible usé (métal lourd).

Au Canada, tout le combustible usé est entreposé sur le site où il a été produit, à quelques exceptions près :

• les petites quantités de combustible usé transportées vers des installations de recherche aux fins d’expérimentation ou d’examen, et qui sont entreposées sur place
• le combustible du réacteur NPD, qui est mis en stockage à sec au site des Laboratoires de Chalk River (LCR) situé à proximité

Toutes les centrales nucléaires canadiennes furent dotées à leur construction de piscines pour le stockage sur place du combustible usé. Le combustible CANDU usé est initialement entreposé dans une piscine d’eau légère dotée d’une capacité d’évacuation continue de la chaleur. Le combustible CANDU dans l’eau légère ne peut pas atteindre la criticité, peu importe la température. Il est ensuite entreposé dans des installations de stockage à sec après une période de désintégration donnée. Des piscines secondaires ou auxiliaires ont également été construites à Pickering-A (tranches 1 à 4) ainsi qu’à Bruce-A et à Bruce-B pour augmenter le volume de stockage. Depuis 1990, on a choisi la technologie du stockage à sec à tous les sites dotés de réacteurs pour accroître la capacité d’entreposage temporaire sur place.

Toutes les grappes de combustible CANDU sont constituées de pastilles d’oxyde d’uranium naturel placées dans un tube (gaine) fait d’un alliage de zirconium (zircaloy-4). La longueur totale, le diamètre et le poids des grappes de combustible peuvent varier d’un réacteur à l’autre; les renseignements qui suivent sont fondés sur des données moyennées. Normalement, on compte 30 pastilles d’oxyde d’uranium par élément/grappe de combustible. Chaque grappe a un diamètre nominal maximal de 102 mm, une longueur totale de 495 mm et pèse 23,6 kg, dont l’oxyde d’uranium représente 21,3 kg. L’uranium (sans oxygène) compte pour près de 19,2 kg.

Chaque année, une centrale nucléaire qui fonctionne entre 80 et 95 % de sa capacité utilise de 4 500 à 6 000 grappes de combustible par réacteur, qui sont ensuite ajoutées aux piscines de stockage du combustible usé.

B.1.3.1.2   Combustible usé généré par les réacteurs de recherche

En mars 2020, quatre réacteurs de recherche étaient exploités au Canada :

• Collège militaire royal du Canada (SLOWPOKE-2, 20 KW, à Kingston en Ontario)
• École Polytechnique de Montréal (SLOWPOKE-2, 20 KW, à Montréal au Québec)
• Réacteur nucléaire McMaster (type piscine, 5 MW, à Hamilton en Ontario)
• Réacteur au deutérium à énergie nulle (ZED-2) (type piscine, 200 W, à Chalk River en Ontario)

Ces réacteurs utilisent du combustible d’uranium faiblement enrichi (UFE).

Le réacteur SLOWPOKE-2 de l’Université de l’Alberta à Edmonton (Alberta) a été déclassé en 2017 et le site a été libéré du contrôle réglementaire pour une utilisation sans restriction en 2018. Le réacteur SLOWPOKE-2 du SRC à Saskatoon (Saskatchewan) était en cours de déclassement en mars 2020. Ces deux réacteurs utilisaient du combustible d’UHE et les cœurs de combustible ont été rapatriés aux États-Unis, d’où provenait le combustible.

Le réacteur ZED-2 est utilisé à l’occasion seulement et sert principalement aux essais visant à établir les caractéristiques des prototypes de combustible. Il utilise principalement de l’uranium naturel, mais il peut utiliser divers types de combustible selon l’objectif. Le combustible usé provenant du réacteur ZED-2 est entreposé sur place aux LCR.

Les cœurs de tous les réacteurs SLOWPOKE-2 sont préassemblés et ne peuvent être modifiés par les titulaires de permis. Les cœurs ont une durée de vie de 30 ans (ou plus selon l’utilisation) grâce à l’ajout de cales de réflecteurs en béryllium, qui compensent la baisse de réactivité du combustible. Lorsque l’ajout de cales ne peut plus compenser la baisse de réactivité, le cœur entier peut être remplacé. Les réacteurs SLOWPOKE-2 fonctionnaient à l’origine au combustible d’UHE, mais ils ont par la suite été convertis à l’UFE ou déclassés et les cœurs de combustible d’UHE usé ont été renvoyés aux États-Unis, soit le pays d’origine du combustible. Les cœurs de combustible d’UFE, une fois usé, sont envoyés aux LCR aux fins d’entreposage.

Le combustible usé provenant du réacteur nucléaire McMaster est expédié à une installation autorisée de gestion du combustible usé aux États-Unis lorsqu’une quantité suffisante a été accumulée dans la piscine, soit environ une fois par année.

2010 a marqué le début d’un projet de rapatriement aux États-Unis de tous les inventaires de combustible d’UHE usé du Canada. En date de 2019, tout l’UHE provenant des réacteurs de recherche SLOWPOKE avait été renvoyé aux États-Unis.

B.1.3.1.3   Combustible généré pour la production d’isotopes médicaux

Ce type de combustible n’est pas inclus dans le rapport parce que, une fois usé, il est retraité en vue de l’extraction des isotopes utilisés aux fins médicales. Conformément au paragraphe 3(1), l’activité ne s’inscrit pas dans le cadre de la Convention commune.

B.1.3.2 Technologie de stockage en piscine

Le combustible usé déchargé d’un réacteur est d’abord entreposé dans l’eau dans de bassins ou piscines (voir la figure B.1). Les piscines de stockage, ainsi que les systèmes de refroidissement et de purification, assurent le confinement du combustible usé et de la radioactivité associée, ainsi qu’un bon transfert thermique permettant de contrôler la température du combustible. L’eau sert également de blindage et permet l’accès au combustible aux fins de manutention et d’examen grâce à des systèmes télécommandés et automatisés. La structure des piscines et ses éléments structuraux (comme les conteneurs de combustible et les structures d’empilement) donnent une protection mécanique.

Les piscines de stockage et leurs systèmes de refroidissement et de purification visent ce qui suit :

• assurer l’entreposage temporaire en toute sûreté du combustible usé, y compris les grappes défectueuses
• évacuer la chaleur générée par les grappes de combustible usé à un taux suffisant pour maintenir la température de l’eau inférieure aux limites de conception des parois et du plancher de la piscine
• réduire la radioactivité dans la piscine à des niveaux acceptables
• maintenir l’eau de la piscine dans un état déminéralisé pour minimiser la corrosion des surfaces métalliques
• contrôler automatiquement les niveaux d’eau

Les parois et le plancher des piscines des réacteurs CANDU sont faits de béton armé d’acier au carbone et ont une épaisseur d’environ deux mètres. Les parois internes et le plancher sont recouverts d’un revêtement étanche à l’eau constitué d’acier inoxydable ou d’un composé époxyde renforcé de fibre de verre, ou encore d’une combinaison des deux. Les piscines sont à l’épreuve des secousses sismiques, de sorte que leurs structures et composants maintiennent leur forme structurale et leur fonction de support pendant et après un événement de dimensionnement (p. ex., un tremblement de terre). Les autres considérations relatives à la conception structurale incluent les facteurs de charge et les combinaisons de charges (y compris les charges thermiques) pour lesquelles des limites supérieures et inférieures de température ont été établies.

Figure B.1 : Stockage en piscine à la centrale nucléaire de Bruce

B.1.3.2.1   Revêtements des piscines

Les piscines sont conçues de manière à empêcher les fuites d’eau dans l’environnement résultant de toute défectuosité du béton. Le revêtement intérieur constitue la première barrière contre les fuites. Les piscines possèdent également un système de collecte des fuites grâce auquel tout écoulement sera dirigé vers un système de drainage contrôlé. La conception prévoit des dispositifs de détection et de surveillance des fuites.

B.1.3.2.2   Stockage en piscine

Des systèmes de diverses conceptions sont utilisés pour supporter le combustible usé stocké en piscine. Toutes ces conceptions respectent les exigences en matière de garanties de l’AIEA. Le stockage en piscine résiste aux secousses sismiques et toutes les activités de manutention sont surveillées par l’AIEA.

Dans les installations d’Ontario Power Generation (OPG) et de Bruce Power, les paniers, plateaux et modules sont empilés verticalement dans les piscines dans des cadres d’empilement résistants aux secousses sismiques. OPG et Bruce Power ont mis au point un module normalisé de stockage-transport propre à chaque site qui permet de contenir le combustible de façon compacte. Le combustible entreposé dans des paniers et plateaux est transféré dans des modules avant d’être chargé dans des conteneurs de stockage à sec (CSS). Afin de réduire la manutention, le module convient également au transport du combustible. Les modules sont chargés directement dans les CSS, puis empilés, comme le montre la figure B.4.

Hydro-Québec entrepose le combustible usé à l’horizontale sur des râteliers dans ses piscines. Avant d’être transféré en stockage à sec, le combustible usé est transféré dans des paniers de combustible à l’aide d’outils pneumatiques.

Énergie NB transfère le combustible usé du réacteur à la piscine de réception du combustible usé, où le combustible est entreposé sur des plateaux. À partir de la piscine de réception, il est transféré dans la piscine de stockage du combustible usé, où il demeure sur des plateaux pendant sept ans. Ensuite, le combustible usé est chargé dans des paniers et transféré en stockage à sec.

B.1.3.2.3   Contrôle de la chimie des piscines

Dans toutes les piscines de stockage, l’eau passe par des circuits de refroidissement et de purification. Une combinaison de colonnes échangeuses d’ions, de filtres et d’écumeurs de surface permet de maintenir la pureté de l’eau en deçà des limites de conception. Un système de purification type comprend également des pièges à résine, des points d’échantillonnage et des instruments qui indiquent quand les filtres et les colonnes échangeuses d’ions sont saturés et quand les pièges à résine doivent être nettoyés. Le contrôle de la chimie des piscines vise à :

• minimiser la corrosion des surfaces métalliques
• minimiser la quantité de radioisotopes dans l’eau et réduire les champs de rayonnement et la quantité d’iode radioactif à proximité des piscines
• maintenir la clarté de l’eau des piscines pour faciliter leur exploitation

De l’eau déminéralisée permet d’en assurer la pureté.

B.1.3.3 Expérience du stockage en piscine

L’expérience acquise des piscines de stockage du combustible usé des réacteurs de recherche des LCR (qui sont en service depuis 1947), ainsi que des réacteurs NPD et de Douglas Point, constitue le fondement de l’utilisation fructueuse de telles piscines pour la génération actuelle de centrales nucléaires. Cette expérience, combinée à la mise au point de conteneurs de stockage à haute densité, de mécanismes de transfert entre les piscines et de manutention à distance du combustible, a contribué à l’établissement de techniques d’entreposage sûr. Aux LCR, seules les piscines de stockage des barres du réacteur NRU demeurent en exploitation.

Un bon contrôle chimique a été obtenu dans les piscines de stockage du combustible usé au Canada. Le niveau de radioactivité dans l’eau a été maintenu à un niveau très bas ou non détectable, de sorte que les champs de rayonnement à proximité des piscines sont faibles. Règle générale, les taux de défectuosité des grappes de combustible sont faibles. Au début de l’exploitation, le combustible défectueux était entreposé dans un cylindre scellé. L’expérience d’exploitation a montré que le confinement était généralement inutile parce que la plupart des grappes défectueuses rejetaient peu de produits de fission. Dans certains cas, le combustible défectueux est conservé temporairement dans le système de manutention du combustible avant d’être mis en piscine. Le combustible que l’on sait être défectueux est généralement entreposé dans une zone spécifique de la piscine.

Comme il a été mentionné précédemment, un certain nombre de centrales utilisent un revêtement de polymère d’époxyde. En raison de l’exploitation prolongée et de l’exposition continue au rayonnement, on a décelé une détérioration du revêtement induite par le rayonnement à la centrale nucléaire de Pickering (la première à utiliser un revêtement d’époxyde). Des fuites potentielles dans la piscine principale des tranches 1 à 4 ont été décelées et réparées avant la remise en service des tranches 1 et 4 de Pickering à la suite d’un arrêt prolongé. Des techniques ont été élaborées pour la réparation en immersion des défectuosités au moyen d’une résine époxyde durcissant sous l’eau. Des réparations importantes ont été effectuées en 2002-2003 à divers emplacements dans la piscine principale des tranches 1 à 4 de Pickering. Des réparations semblables ont été réalisées dans la piscine principale des tranches 5 à 8 de Pickering en 2016-2017.

La centrale nucléaire Bruce-A utilise également un revêtement de polymère d’époxyde qui s’est légèrement détérioré au fil du temps. Une inspection exhaustive a été réalisée en 2018 pour évaluer l’état du revêtement. On n’y a décelé aucune fuite, et des inspections de suivi sont menées fréquemment pour veiller à ce que la détérioration ne se poursuive pas.

B.1.3.4 Technologie de stockage à sec

Après une période de refroidissement de six à dix ans en piscine (la durée exacte dépend de chaque site), le combustible usé est transféré vers une installation provisoire d’entreposage à sec.

Trois conceptions de base sont actuellement utilisées pour le stockage à sec du combustible usé au Canada :

• silos de béton d’EACL
• conteneurs de stockage modulaire refroidis par air (MACSTOR) d’EACL
• conteneurs de stockage à sec d’OPG

Tous les transferts s’effectuent sous la surveillance des inspecteurs de l’AIEA. Tous les CSS chargés qui sont entreposés de façon provisoire sont également sous la surveillance de l’AIEA grâce à l’application d’un système de scellés doubles.

B.1.3.4.1   Silos de béton d’EACL

Le programme d’entreposage du combustible en silos de béton d’EACL a été mis au point aux Laboratoires de Whiteshell (LW) au début des années 1970 pour démontrer que le stockage à sec du combustible usé constituait une solution de rechange possible au stockage en piscine. Le programme de démonstration a connu un grand succès et des silos de béton ont été utilisés pour entreposer le combustible usé du réacteur de Whiteshell n^o 1 (WR-1). De tels silos de béton d’EACL sont utilisés aux LCR pour le stockage à sec des grappes de combustible du réacteur NPD, de Point Lepreau et des réacteurs partiellement déclassés de Douglas Point (voir la figure B.2) et de Gentilly-1.

Le système de silos comprend les principaux éléments suivants :

• panier de combustible
• poste de travail blindé
• château de transfert
• silo de béton

Le panier de combustible est fait d’acier inoxydable et se présente en trois formats :

• conçu pour loger 54 grappes (pour le combustible de Douglas Point et du réacteur NPD)
• conçu pour loger 38 grappes, chacun étant placé au-dessus d’une aiguille de panier (pour le combustible de Gentilly-1)
• conçu pour loger 60 grappes (pour le combustible de Point Lepreau)

Le poste de travail blindé est doté d’équipements permettant d’assécher un panier de combustible chargé ainsi que d’en souder le couvercle à sa plaque et à son assemblage central. Il comprend un certain nombre de sous-ensembles destinés au levage, au lavage, au séchage, au soudage et à l’inspection des paniers de combustible usé. Le blindage offert par le poste de travail est suffisant pour réduire les champs de rayonnement en contact avec l’extérieur du poste et assurer ainsi la sécurité des travailleurs.

Le château de transport des paniers de combustible sert de blindage au panier lorsque celui-ci est transporté du poste de travail de la centrale jusqu’au silo de stockage à sec de l’IGD.

Le silo de béton est une coquille cylindrique en béton armé, dotée d’un revêtement intérieur. Pour fournir un blindage additionnel, on utilise un bouchon de chargement à deux éléments jusqu’à ce que le silo soit rempli. Des mesures sont prises pour que des scellés du régime des garanties de l’AIEA soient apposés sur le dessus du bouchon de chargement de telle manière que ce dernier ne puisse pas être enlevé sans qu’on ait d’abord brisé les scellés.

Deux tuyaux de petit diamètre permettent d’effectuer des contrôles de l’air entre le revêtement et les paniers de combustible afin de confirmer l’intégrité des barrières de confinement. Les silos de béton reposent sur des fondations en béton armé au-dessus de la nappe d’eau. Un silo contient six, huit, neuf ou dix paniers, selon les besoins de la centrale.

Le transfert du combustible usé des piscines de stockage jusqu’aux silos de stockage à sec commence toujours par le combustible le plus vieux. Par conséquent, l’âge nominal du combustible usé en stockage à sec est habituellement supérieur à sept ans, ce qui confère une marge de prudence aux hypothèses et assure la sûreté globale du stockage à sec du combustible usé.

Le confinement des produits radioactifs est assuré par trois barrières (principe de défense en profondeur) :

• gaine de combustible
• panier de combustible
• revêtement intérieur

Figure B.2 : Silos de béton d’EACL à Douglas Point

B.1.3.4.2   Système de modules MACSTOR d’EACL

Le système de modules MACSTOR est une variante de la technique de l’entreposage en silo. Des modules MACSTOR sont actuellement installés et exploités à la centrale de Gentilly-2 (Québec), à Cernavoda (Roumanie) et à Qinshan (Chine).

La conception originale du module MACSTOR (MACSTOR-200) consiste en une structure en béton armé sûr logeant 20 cylindres verticaux d’acier qui contiennent chacun 10 paniers scellés pouvant accueillir 60 grappes de combustible usé. Chaque module permet donc de stocker 12 000 grappes de combustible usé. Chaque cylindre est fixé à la dalle supérieure du module et deux tuyaux d’échantillonnage qui se prolongent jusqu’à l’extérieur du module MACSTOR sont placés à sa base. Ces tuyaux permettent de confirmer l’intégrité du confinement. On trouve le module MACSTOR-200 à Gentilly-2 (voir la figure B.3) et au site de Cernavoda.

Le modèle plus récent, le MACSTOR-400, peut contenir deux fois plus de combustible tout en ne générant qu’une faible augmentation du coût de fabrication par rapport au MACSTOR-200. Il loge 40 cylindres d’acier verticaux qui contiennent chacun 10 paniers scellés pouvant eux-mêmes recevoir 60 grappes de combustible. En tout, le module peut loger 24 000 grappes de combustible usé. Le MACSTOR-400 est utilisé au site de Qinshan et sera utilisé au site de Cernavoda.

La chaleur produite par le combustible usé est dissipée principalement par convection naturelle par des orifices de ventilation qui traversent les murs de béton. La ventilation est assurée par dix grandes entrées d’air dans chaque paroi longitudinale près de la base du module (cinq de chaque côté) et par douze grandes sorties d’air situées légèrement sous le dessus du module (six de chaque côté). Les entrées et les sorties d’air sont aménagées en chicanes pour éviter le rayonnement gamma direct.

Pour améliorer le refroidissement, les cylindres de stockage du module MACSTOR sont directement en contact avec l’air circulant dans le module. Pour protéger les cylindres de stockage de l’air ambiant, toutes leurs surfaces sont galvanisées à chaud.

Les opérations de chargement des modules MACSTOR sont identiques aux opérations de chargement des silos de béton. Dans les deux cas, on utilise un panier de combustible, un poste de travail blindé et un château de transport. La seule différence réside dans la structure de stockage elle-même.

Figure B.3 : MACSTOR-200 à Gentilly-2

B.1.3.4.3   Conteneur de stockage à sec d’OPG

OPG exploite actuellement trois installations de stockage à sec du combustible usé, situées aux IGD de Darlington, de Pickering IGDP et Western. Les installations de stockage à sec d’OPG utilisent des CSS (voir les figures B.4 et B.5). Il s’agit de grands conteneurs transportables dotés d’une cavité aménagée en vue du confinement du combustible. Chaque conteneur est conçu pour accueillir 384 grappes de combustible arrangés dans des modules et pèse environ 60 tonnes lorsqu’il est vide et 70 tonnes lorsqu’il est chargé.

Les conteneurs rectangulaires ont des parois en béton armé de haute densité comprises entre des coquilles intérieure et extérieure en acier au carbone. Le revêtement intérieur constitue l’enceinte de confinement alors que le revêtement extérieur vise à accroître l’intégrité structurale et à faciliter la décontamination de la surface des CSS. De l’hélium est utilisé comme gaz inerte de couverture dans la cavité du conteneur pour protéger les grappes de combustible de l’oxydation et pour faciliter les essais d’étanchéité de l’enceinte de confinement. Les installations de stockage à sec d’OPG sont des installations intérieures. On ne prévoit pas de rejet radiologique dans des conditions d’exploitation normales.

Figure B.4 : Conteneur de stockage à sec d’OPG

Figure B.5 : Conteneurs de stockage à sec à une IGD d’OPG

B.1.3.5 Expérience du stockage à sec

Des programmes de recherche ont été réalisés dans le but d’évaluer le comportement du combustible usé entreposé dans des conditions d’air sec et d’air humide ainsi que dans un milieu d’hélium. On a conclu que les grappes de combustible CANDU, qu’elles soient intactes ou défectueuses, peuvent être entreposées dans des conditions sèches jusqu’à 100 ans et même plus sans perdre leur intégrité. D’autres études sont en cours.

L’expérience d’exploitation des installations de stockage à sec autorisées, en service depuis plusieurs années, permet d’être confiants que les installations de stockage à sec de combustible CANDU peuvent être exploitées de manière sûre et sans risques indus pour les travailleurs, le public ou l’environnement. Les CSS sont utilisés efficacement et en toute sûreté à l’IGD de Pickering depuis 1996. Le rendement de sûreté de l’installation a été excellent tout au long de cette période. Les débits de doses et les émissions de la zone de traitement sont demeurés inférieurs aux limites réglementaires.

Cela montre que les analyses thermiques et les analyses du blindage réalisées aux fins de l’évaluation de la conception et de la sûreté étaient prudentes. L’analyse et les mesures effectuées à l’IGD de Pickering indiquent que la température maximale de la gaine de combustible ne dépasse pas 175 °C lors du stockage à sec. De plus, les résultats des calculs de débits de dose neutroniques ont permis de démontrer, comme prévu, que les débits de dose produits par les neutrons sont négligeables par comparaison avec ceux générés par le rayonnement gamma. Cela s’explique par l’utilisation de béton lourd en tant que blindage dans les CSS.

Pour vérifier les résultats de l’analyse thermique, un programme de vérification du rendement thermique a été réalisé à l’été 1998. Un CSS doté de 24 thermocouples positionnés à divers endroits sur les revêtements intérieur et extérieur a été rempli de combustible refroidi depuis six ans et placé dans un réseau de CSS contenant du combustible refroidi depuis dix ans. On a mesuré la température dans les espaces entre les CSS, ainsi que la température de l’air ambiant à l’intérieur et à l’extérieur. Les résultats ont démontré la prudence de la prédiction des valeurs de température prévues par l’analyse.

Des évaluations et des mesures semblables ont été réalisées pour les modules MACSTOR d’EACL et les silos de béton d’EACL afin de confirmer et de démontrer la sûreté du stockage du combustible usé dans ces structures.

B.1.3.6 Installations de stockage du combustible usé

Pour consulter une description des installations de stockage du combustible usé au Canada, voir l’annexe 4.

B.1.3.7 Gestion à long terme du combustible usé

Le Canada ne possède pas encore d’IGD à long terme pour le combustible usé. Tout le combustible usé est actuellement conservé en stockage à sec ou en piscine provisoire dans les centrales où il est produit, à l’exception du combustible usé produit à la centrale nucléaire de démonstration, maintenant fermée, qui est entreposé aux LCR.

Aux fins de gestion à long terme du combustible usé, les trois principaux propriétaires des déchets (OPG, Hydro-Québec et Énergie NB) ont mis sur pied la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) en 2002, en vertu de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN).

La SGDN est chargée de mettre en œuvre l’approche de la gestion adaptative progressive (GAP) choisie par le gouvernement du Canada pour la gestion à long terme du combustible usé (voir les sections G.7 et K.2.4). OPG, Énergie NB et Hydro-Québec sont responsables de la gestion à long terme du combustible usé produit à leurs réacteurs respectifs jusqu’à ce que la SGDN soit prête à accepter ce combustible pour sa gestion dans une installation construite dans le cadre de l’approche de la GAP. OPG est également responsable de l’entreposage provisoire du combustible usé généré par les centrales nucléaires de Bruce.

B.1.4 Pratiques en matière de gestion des déchets radioactifs

Le contenu radioactif des déchets varie en fonction de la source. Par conséquent, les techniques de gestion dépendent des caractéristiques et du volume des déchets.

Certains types de déchets radioactifs, notamment ceux qui sont produits par les hôpitaux, les universités et l’industrie, contiennent seulement de faibles quantités de matières radioactives à courte période, c’est-à-dire que la radioactivité disparaît par désintégration au bout de quelques heures ou de quelques jours. Ces déchets, après avoir été conservés jusqu’à ce que leur radioactivité ait décru sous le seuil autorisé par la CCSN, peuvent ensuite être éliminés comme des déchets ordinaires (p. ex., dans des dépotoirs ou des réseaux d’égouts locaux).

Les déchets radioactifs provenant des hôpitaux et des universités sont généralement expédiés aux LCR aux fins de gestion. Les installations des LCR comprennent des bâtiments de stockage en surface blindés, des caissons en béton et des silos verticaux en béton. Dans certains cas, les déchets radioactifs sont expédiés dans des installations de traitement des déchets aux États-Unis et les résidus, une fois leur volume réduit, sont renvoyés aux fins de stockage par le propriétaire des déchets au Canada.

Les méthodes utilisées au Canada pour la gestion des déchets radioactifs sont semblables à celles employées dans d’autres pays. Étant donné qu’il n’existe pas encore au Canada d’installation de stockage définitif pour les déchets radioactifs, on met principalement l’accent sur la minimisation, la réduction du volume, le conditionnement ainsi que l’entreposage provisoire ou à long terme des déchets. On réduit le volume de certains déchets (p. ex., en les compactant ou en les incinérant) avant leur entreposage. Tous les déchets radioactifs actuellement produits sont entreposés de façon à pouvoir être récupérés au besoin.

Les exploitants ont adopté des méthodes pour récupérer de l’espace d’entreposage en cascadant les déchets après que leur radioactivité ait décru suffisamment ou en procédant à un compactage additionnel (supercompactage), à de la ségrégation ou au moyen d’une combinaison de ces méthodes. Comme c’est le cas pour toutes les activités nucléaires, les installations de manutention des déchets radioactifs doivent être autorisées par la CCSN et respecter toutes les exigences réglementaires et conditions de permis applicables. Dans l’ensemble du secteur nucléaire, allant des mines jusqu’aux réacteurs, l’objectif de la gestion des déchets est le même : contrôler et limiter le rejet de substances potentiellement nuisibles dans l’environnement.

Conformément à la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, le Canada a adopté différentes approches de la gestion des DRHA, des DRMA, des DRFA et des résidus des mines et usines de concentration d’uranium. Ces méthodes reflètent non seulement les différentes caractéristiques scientifiques et techniques des déchets, mais aussi les facteurs économiques et la dimension géographique du Canada ainsi que l’emplacement des déchets. Des stratégies et solutions à long terme pour les DRFA historiques sont élaborées et mises en œuvre dans les différentes régions du pays.

Pour obtenir une description des IGD destinées aux déchets radioactifs au Canada, voir l’annexe 5.

B.1.4.1 Déchets radioactifs de haute activité autres que le combustible

Le cobalt 60 produit lors de l’enlèvement des barres de compensation au cobalt à la centrale nucléaire Bruce-B y est entreposé dans les piscines de stockage du combustible usé. Dans le cadre d’une entente entre les deux parties, le cobalt 60 initialement produit est vendu à Nordion Inc. où il est traité et converti en sources de rayonnement industrielles et médicales d’intensité élevée. L’entente permet à Nordion de renvoyer à la centrale nucléaire Bruce-B autant de cobalt 60 qu’elle en a reçu (sous réserve de certaines conditions). Une entente distincte entre OPG et Bruce Power oblige OPG à assumer la propriété du cobalt usé qui a été entreposé par Nordion dans la piscine de stockage du combustible usé de la centrale nucléaire Bruce-B.

B.1.4.2 Déchets radioactifs de faible et de moyenne activité

En tant que propriétaires des déchets, EACL et OPG (qui possède 20 des 22 réacteurs CANDU du Canada) étaient responsables a total d’environ 90 % et 99 % des volumes accumulés de déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA), respectivement, en 2019. Ces taux d’accumulation représentent les déchets générés par les activités de recherche et développement (R-D) aux LCR (y compris le déclassement et l’assainissement) et par la production d’énergie nucléaire en Ontario, respectivement. Le taux d’accumulation pour EACL comprend la gestion à long terme des DRFMA d’un certain nombre de petits producteurs et utilisateurs de matières radioactives (p. ex., les hôpitaux et les universités). Les deux autres réacteurs CANDU (qui sont la propriété d’Énergie NB et d’Hydro-Québec) et les installations de traitement et de conversion d’uranium de Cameco en Ontario produisent la majeure partie des autres déchets. De manière générale, les propriétaires de DRFMA sont autorisés par la CCSN à gérer et à exploiter des installations d’entreposage pour leurs déchets radioactifs.

La majorité des DRFMA d’OPG issus de ses réacteurs CANDU (y compris Bruce-A et Bruce-B) sont entreposés en toute sûreté dans un lieu central à l’IGD Western sur le site de la centrale de Bruce à Kincardine (Ontario). Certains des DRMA provenant de la remise en état de tranches sont entreposés aux sites des centrales de Darlington et de Pickering, au sein de leurs propres IGD. Énergie NB et Hydro-Québec possèdent leurs propres installations d’entreposage provisoire des DRFMA sur leurs sites de réacteur.

Comme cela est décrit dans la section K.3.4, les LNC s’occupent des activités concernant les responsabilités héritées en matière de déchets nucléaires et de déclassement aux sites d’EACL en vertu d’un modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE). En ce qui concerne les déchets générés par les activités de R-D, EACL/les LNC possèdent des installations d’entreposage à leurs deux sites de laboratoires (les LCR et les LW) ainsi qu’à leurs trois sites de réacteur prototype. Au fil du déclassement, les DRFMA seront consolidés aux LCR aux fins d’entreposage. Les installations d’entreposage en exploitation comprennent un site d’enfouissement des matières en vrac destiné aux boues d’épuration asséchées, des structures blindées de stockage modulaire en surface, des enceintes en béton et des silos verticaux souterrains. Une capacité supplémentaire d’entreposage des DRFA a été ajoutée aux LCR en attendant l’entrée en service de l’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) pour le stockage définitif des DRFA. Cette capacité additionnelle, sous forme de surface ferme, permet d’accepter des DRFA entreposés dans des conteneurs maritimes approuvés. Pour le compte d’EACL, les LNC acceptent également des DRFMA issus de petits producteurs, tels des hôpitaux et de petites industries, contre rémunération.

En plus des installations d’entreposage provisoire existantes aux LCR, l’un des principaux éléments habilitants est le projet de construction de l’IGDPS, qui sera dotée d’une capacité totale prévue de stockage définitif de 1 million de m³ et qui devrait entrer en service d’ici 2024 aux fins de stockage définitif des DRFA. Les progrès et les réalisations des trois dernières années sont résumés à la section K.2.3.2.

Les déchets radioactifs produits par les services de médecine nucléaire des hôpitaux et par les universités ou des installations semblables ne contiennent que de faibles quantités de matières radioactives à courte période. La radioactivité de ces déchets disparaît par désintégration généralement en l’espace de quelques heures, jours ou mois. Des établissements comme les services de médecine nucléaire en milieu hospitalier et les universités ont mis en œuvre des programmes de retardement et de désintégration, à l’issue desquels les déchets peuvent être traités en utilisant des moyens conventionnels.

Le Canada compte d’importants volumes de DRFA hérités de pratiques antérieures (désignés comme des déchets historiques), qui étaient autrefois gérés d’une manière qui n’est plus jugée acceptable, mais pour lesquels les propriétaires actuels ne peuvent pas être raisonnablement tenus responsables. L’inventaire canadien de déchets historiques est en grande partie constitué de résidus du procédé de raffinage dans la région de Port Hope (Ontario), ainsi que de sols contaminés au radium et à l’uranium sous forme de minerais déversés le long de l’itinéraire de transport dans le Nord (ITN) en provenance de l’ancien site minier de Port Radium dans les Territoires du Nord-Ouest. Le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité de la gestion à long terme de ces déchets.

La majeure partie des DRFA historiques du Canada est située dans les collectivités de Port Hope et de Clarington dans le sud de l’Ontario. Ces déchets et sols contaminés représentent environ 1,7 million de m³ et résultent de l’exploitation de la raffinerie de radium et d’uranium de Port Hope pendant les années 1930. En mars 2001, le gouvernement du Canada et les municipalités locales se sont entendus sur des propositions élaborées par la collectivité comme solutions possibles pour le nettoyage et la gestion à long terme des DRFA historiques dans la région de Port Hope, lançant ainsi l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH). L’IRPH et d’autres initiatives de gestion des déchets historiques sont décrites à la section K.3.4 et à l’annexe 7.2. Ces initiatives relèvent d’EACL et les travaux sont exécutés par les LNC aux termes d’un modèle d’OGEE.

Des activités demeurent en cours pour quantifier l’ampleur des responsabilités liées aux DRFA historiques au Canada (autres que les site de Port Hope) et pour élaborer des plans en vue de s’en acquitter. Pour atteindre l’un des objectifs clés, les LNC réduiront considérablement ou élimineront ces responsabilités d’ici 2026 en exécutant en toute sûreté des projets de remise en état. Cela facilitera la gestion économique à long terme des DRFA historiques, conformément à l’orientation stratégique fournie par EACL.

Les déchets hérités (dans le contexte canadien) datent plus précisément de la période de la guerre froide et de la naissance des technologies nucléaires au Canada. Ces déchets se trouvent sur des sites appartenant à EACL. Ils comprennent des déchets radioactifs existants et des déchets provenant du déclassement d’infrastructures et de bâtiments désaffectés ainsi que d’activités d’assainissement de l’environnement.

B.1.4.2.1   Gestion à long terme des déchets radioactifs de faible et moyenne activité

Bien que de nombreux ministères, organismes, hôpitaux, universités et entreprises participent à la gestion des déchets radioactifs, seul un nombre limité d’organisations prennent part aux activités de gestion à long terme de ces déchets. La figure B.6 montre les organisations qui sont responsables de la gestion à long terme des déchets radioactifs au Canada.

Figure B.6 : Organisations responsables de la gestion à long terme des déchets radioactifs au Canada

OPG, Énergie NB et Hydro-Québec sont responsables de la gestion à long terme des DRFMA générés par l’exploitation de réacteurs nucléaires. Pour OPG, cela comprend les DRFMA produits aux centrales nucléaires de Bruce. En 2020, OPG a annulé son projet de dépôt géologique en profondeur sur le site de Bruce. Elle procède à l’élaboration de solutions de rechange pour le stockage définitif des DRFMA.

EACL est responsable de la gestion à long terme des DRFMA générés à ses sites, soit les LW, les LCR et les trois réacteurs prototypes partiellement déclassés (Gentilly-1, Douglas Point et le réacteur NPD), ainsi que des DRFMA qu’elle accepte d’autres titulaires de permis canadiens (la plupart étant des hôpitaux et des universités) contre rémunération pour ses services. Aux termes d’un modèle d’OGEE, les LNC effectuent ce travail pour le compte d’EACL. Pour en savoir plus sur la stratégie de gestion à long terme des DRFMA d’EACL/des LNC, voir la section K.2.3.

EACL est également responsable du nettoyage ainsi que de la gestion sûre des DRFA historiques situés sur d’autres sites au Canada dont le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité. Cela comprend l’IRPH et les activités connexes du Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité (BGDRFA). De la même manière, ce travail est exécuté par les LNC pour le compte d’EACL. Pour obtenir davantage de renseignements, voir la section K.3.4.

Cameco est responsable de la gestion à long terme des DRFA à la raffinerie de Blind River, à l’installation de conversion de Port Hope et à l’installation de fabrication de combustible de Cameco. Les DRFA historiques se trouvant à l’installation de conversion de Port Hope se qualifient aux fins de stockage définitif dans l’IGD à long terme de l’IRPH. D’autres DRFA sont entreposés sur le site en attendant leur décontamination en vue de leur libération inconditionnelle ou de leur stockage définitif dans une installation autorisée appropriée. Pour obtenir davantage renseignements, voir l’annexe 5.5.

B.1.4.3   Résidus de mines et d’usines de concentration d’uranium

Les déchets provenant de l’extraction et de la concentration de l’uranium appartiennent à trois catégories : les résidus d’usines de concentration, les stériles et les eaux usées. Le minerai qui est extrait de mines souterraines ou à ciel ouvert est ensuite concentré. Les boues de minerai ou le minerai brut (qui est d’abord concassé) sont reçus par l’usine de concentration et traités au moyen de produits chimiques. L’uranium est ensuite extrait du minerai, générant des déchets appelés des résidus d’usines de concentration. En raison des variations minéralogiques, les diverses mines utilisent différents produits chimiques, concentrés ou mélanges chimiques au cours du procédé de concentration. La composition des résidus varie donc d’une mine à l’autre.

La méthode utilisée pour la gestion des résidus produits par les mines d’uranium varie aussi d’une mine à l’autre. L’emplacement de la mine est un facteur prépondérant. La quantité de résidus produite à une mine d’uranium donnée dépend de la qualité du minerai et de la taille du gisement. Les mines canadiennes en exploitation (toutes situées dans le nord de la Saskatchewan) présentent des gisements de minerai de qualité élevée comparativement aux exploitations minières du passé, de sorte que les volumes de résidus produits sont plus faibles.

Les stériles vont de substances inoffensives dont la teneur en métal ou en minerai recherché est nulle à des matières minéralisées dont la teneur est inférieure au seuil de rentabilité. Les caractéristiques des stériles varient énormément. Certains stériles contiennent des concentrations suffisantes de soufre pour générer un niveau d’acidité modéré, ce qui peut entraîner une contamination potentielle par des minéraux secondaires. En Saskatchewan, certains stériles contiennent du minerai secondaire d’arsenic et de nickel dans des concentrations telles que la nécessité de contrôler et de surveiller ces contaminants non radioactifs, plutôt que la radioactivité des stériles, détermine l’importance des efforts consacrés à leur gestion.

Les eaux usées (effluents) produites par les procédés d’extraction et de concentration sont traitées selon les besoins. L’eau traitée déversée dans l’environnement est surveillée pour vérifier qu’elle respecte les normes réglementaires établies par les gouvernements provinciaux et fédéral. Les limites font en sorte que l’impact écologique est minimal.

Plus de 200 millions de tonnes de résidus du traitement de l’uranium ont été générées au Canada depuis le milieu des années 1950. Il existe 25 sites de gestion des résidus en Ontario, en Saskatchewan et dans les Territoires du Nord-Ouest et 22 de ces sites ne reçoivent plus de déchets. Les trois installations de gestion des résidus (IGR) qui sont encore actives se trouvent en Saskatchewan. Le minerai qui est extrait à McArthur River est transporté jusqu’à Key Lake pour y être concentré, de sorte qu’il n’existe pas de zone de gestion des résidus (ZGR) au site minier de McArthur River. De même, le minerai provenant de Cigar Lake est transporté à McClean Lake pour y être concentré; les résidus demeurent à l’IGR de McClean Lake. L’extraction et la concentration d’uranium ont été toutes deux menées à Rabbit Lake et, par conséquent, les résidus sont gérés sur ce site. Tous les sites de résidus d’uranium, actifs et inactifs, sont la responsabilité réglementaire conjointe de la CCSN et des provinces ou territoires où ils sont situés.

Les IGR ont évolué au cours des années, allant de simples dépôts de résidus dans des formations naturelles, des lacs ou des mines souterraines abandonnées, à la pratique actuelle consistant à déposer les résidus dans des mines à ciel ouvert épuisées converties en IGR, en passant par la construction d’installations de stockage en surface (dotées de systèmes de collecte des eaux de ruissellement). Dans les installations modernes, on recouvre d’eau les résidus (confinement subaquatique) durant l’exploitation pour renforcer la radioprotection et éviter le gel hivernal et l’oxydation des résidus.

Les déchets industriels contaminés sont habituellement recyclés, déposés dans des galeries souterraines ou enfouis dans une IGR rattachée à un site ou dans des emplacements désignés (comme des mines épuisées désignées aux fins d’entreposage de déchets contaminés). Les quantités de déchets industriels contaminés sont suivies et consignées. Par contre, pour l’ensemble de l’inventaire des déchets radioactifs d’un site, la quantité réelle de ces matières ayant une faible activité spécifique dans le volume d’ensemble est négligeable et est comptabilisée.

En plus des résidus produits par le traitement du minerai d’uranium, des millions de mètres cubes de stériles sont excavés pour permettre l’extraction du minerai. Dans les puits à ciel ouvert du bassin de l’Athabasca dans le Nord de la Saskatchewan, la majeure partie des stériles est constituée de grès, lequel est inoffensif pour l’environnement et convient au stockage définitif en surface. Cependant, certains de ces stériles peuvent contenir du minerai à faible teneur et non rentable ou des concentrations élevées de minéraux secondaires. S’ils sont laissés indéfiniment en surface, ces « stériles spéciaux » risquent de produire de l’acide ou de libérer des contaminants dans des proportions qui pourraient avoir des répercussions sur l’environnement local.

La méthode actuelle de gestion des stériles spéciaux consiste à les mélanger à du minerai riche pour les traiter ou à les isoler de l’atmosphère (p. ex., en les plaçant au fond d’un puits inondé), pour les garder ainsi dans un environnement similaire à celui dont ils ont été extraits et prévenir l’oxydation. Dans les mines souterraines, des stériles peuvent être utilisés dans la mine comme matériau de remblai. Les stériles utilisés pour des travaux souterrains ne sont pas classés comme des déchets dans l’inventaire des déchets. Dans les sites dotés d’un programme de ségrégation des déchets, les stériles propres peuvent être utilisés comme matériaux de construction.

À cause du volume de substances nucléaires qu’elles contiennent, certaines ZGR inactives peuvent être classées comme des installations nucléaires de catégorie I en vertu du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI), ce qui a des répercussions sur les exigences d’autorisation et sur la gestion à long terme de ces installations. Les responsables de ZGR inactives renfermant un inventaire plus modeste peuvent détenir un permis de possession de substances nucléaires. Ces installations et ZGR inactives demeurent assujetties au contrôle réglementaire de la CCSN en l’absence d’une solution de rechange satisfaisante (comme un programme provincial de contrôles institutionnels). Toutefois, le gouvernement de la Saskatchewan a élaboré une telle solution de rechange en vue du contrôle institutionnel des sites miniers déclassés (notamment ceux ayant trait à l’uranium) sur les terres de la Couronne.

Les pratiques de gestion actuelles visant les installations autorisées par la CCSN utilisent un processus de planification pour le cycle de vie entier. Un plan préliminaire de déclassement (PPD) et des garanties financières pour le déclassement font partie intégrante du processus de délivrance de permis et sont exigés dans les premières phases du processus d’autorisation de la CCSN (préparation de l’emplacement et construction). La CCSN évalue les effets sur l’environnement et la santé des activités et installations nucléaires durant toutes les phases ou toute la durée de leur cycle de vie.

B.1.4.3.1   Province de la Saskatchewan

La Saskatchewan est la seule province du Canada où des mines d’uranium sont actuellement en exploitation. Dans le passé, les exploitants de mines et d’usines de concentration ont demandé l’harmonisation des exigences en matière d’inspection et de déclaration du ministère de l’Environnement et du ministère des Relations et de la Sécurité en milieu de travail de la Saskatchewan ainsi que de la CCSN. La province et la CCSN continuent de coordonner la réglementation des opérations d’exploitation et de concentration de l’uranium pour favoriser une efficience accrue de la réglementation de l’industrie de l’uranium, ce qui jette les bases de la coordination et de l’harmonisation de leurs régimes réglementaires respectifs.

B.1.4.3.2   Stratégie de gestion des résidus et des stériles des mines en exploitation

B.1.4.3.2.1   Aperçu

Une partie considérable de la production mondiale d’uranium provient des gisements d’uranium du bassin de l’Athabasca, dans le nord de la Saskatchewan. Ces gisements incluent :

• les sites de production actuels de Cigar Lake, qui a suspendu sa production en mars 2020, et de McClean Lake
• la mine de McArthur River et l’usine de concentration de Key Lake, qui ont suspendu leur production pour une période indéterminée en raison de la faiblesse prolongée du marché et qui sont placées dans un état de surveillance et d’entretien depuis 2018
• la mine et l’usine de concentration de Rabbit Lake, qui ont suspendu leurs activités pour une période indéterminée en 2016 et qui sont actuellement placées en état sûr de surveillance et d’entretien

McArthur River et Cigar Lake constituent deux des gisements présentant les plus fortes teneurs en uranium dans le monde entier. Certains des gisements de minerai du bassin de l’Athabasca contiennent d’autres éléments, comme le nickel et l’arsenic, dont il faut également tenir compte dans la gestion des résidus et des stériles provenant de l’extraction et de la concentration de ces minerais.

Les anciens centres de production d’uranium, maintenant fermés, comprennent les suivants :

• dans le district d’Uranium City, les mines et usines de concentration de Gunnar, Lorado et Beaverlodge
• le site déclassé de Cluff Lake, où la production a cessé à la fin de 2002

B.1.4.3.2.2   Stratégie de gestion des résidus

On trouve des usines de concentration dotées d’IGR à Rabbit Lake, Key Lake et McClean Lake. Il n’y a pas d’usine de concentration à la mine de McArthur River parce que son minerai est traité à Key Lake. De même, le minerai de Cigar Lake est transporté à McClean Lake aux fins de traitement.

Ces trois sites utilisent actuellement la même approche de base, soit l’utilisation de systèmes spécialisés de stockage définitif des résidus dans d’anciennes mines à ciel ouvert. Bien qu’il existe des différences mineures, deux principes fondamentaux sous-tendent le confinement des résidus :

• confinement hydraulique au cours de la phase d’exploitation – À la suite des opérations d’assèchement menées pendant l’extraction, le niveau d’eau dans le puits au début des activités de mise en place des résidus est de beaucoup inférieur au niveau naturel des eaux souterraines de la région. Cet assèchement crée un cône de dépression dans le réseau des eaux souterraines, engendrant un flux naturel vers le puits, de toutes les directions. On maintient ce confinement hydraulique tout au long de la durée de vie de l’IGR en veillant à ce que le puits demeure partiellement asséché. Puisque l’eau doit être continuellement pompée hors du puits, la technologie actuelle de traitement de l’eau produit un effluent de grande qualité qui peut être rejeté dans les eaux de surface.
• confinement passif à long terme assuré par la différence de conductivité hydraulique entre les résidus et les matériaux géologiques environnants – La protection à long terme de l’environnement est obtenue par le contrôle des caractéristiques géochimiques et géotechniques des résidus lors de la préparation et de la mise en place de ces derniers. Ce contrôle crée les conditions d’une maîtrise physique et passive future des mouvements d’eaux souterraines dans le système après le déclassement des installations d’exploitation.

Les résidus contiennent une fraction importante de matières fines (issues des précipités formés par les réactions de traitement). Le regroupement des résidus s’effectue pendant l’exploitation et prendra fin au cours des étapes initiales de déclassement. Il en résulte que les résidus consolidés ont une conductivité hydraulique très faible. Lorsque ces résidus sont entourés d’une matière de conductivité hydraulique beaucoup plus élevée, les eaux souterraines s’écoulent de part et d’autre du bouchon imperméable formé par les résidus.

La migration potentielle des contaminants à partir des résidus est contrôlée par la diffusion à partir de la surface externe. Il s’agit d’un processus lent s’accompagnant d’un flux minimal d’advection des contaminants et, par conséquent, d’un niveau élevé de protection des eaux souterraines. La migration potentielle des contaminants est minimisée par les propriétés géochimiques des résidus. Des réactifs sont ajoutés lors de la préparation des résidus de façon à précipiter les éléments dissous tels que le radium, le nickel et l’arsenic sous des formes insolubles stables, si bien que les concentrations à long terme dans les eaux interstitielles des résidus restent faibles.

Une zone perméable (sous forme de sable et de gravier) peut être mise en place autour des résidus au moment de l’enfouissement, comme c’est le cas à Rabbit Lake. Cette zone perméable peut aussi être présente naturellement, comme à McClean Lake et à Key Lake. Elle permet l’enfouissement subaquatique des résidus, ce qui présente des avantages du point de vue de la radioprotection et de la prévention de formation de glace dans la masse des résidus. À McClean Lake, la formation de grès qui entoure les résidus présente une différence de conductivité hydraulique supérieure à 100 par rapport aux résidus.

Des caractérisations exhaustives des formations géologiques naturelles et du réseau des eaux souterraines, ainsi que des propriétés des résidus, permettent de recueillir des données fiables en vue de l’établissement de modèles informatiques servant à prévoir la performance environnementale à long terme sur la base des principes fondamentaux qui régissent le système. Cette performance sera confirmée pendant la durée de l’exploitation et au moyen de la surveillance effectuée après le déclassement, qui se poursuivra jusqu’à ce que des conditions stables à long terme soient atteintes et aussi longtemps qu’il sera nécessaire de le faire par la suite.

L’annexe 6 fournit des renseignements détaillés pour chaque IGR du bassin de l’Athabasca. L’élaboration de ces installations a commencé il y a plus de 30 ans et l’expérience d’exploitation favorable qui y a été acquise ainsi que les progrès réalisés en matière de conception grâce à cette expérience donnent confiance dans leur performance, aujourd’hui et à l’avenir.

B.1.4.3.2.3   Stratégie de gestion des stériles

En plus des résidus du procédé de concentration, la production d’uranium génère d’importants volumes de stériles qui sont enlevés avant que l’on puisse accéder au minerai. La ségrégation de ces matériaux en fonction des exigences de leur gestion future est maintenant devenue une stratégie fondamentale. Les matériaux excavés des puits à ciel ouvert sont classés en trois grandes catégories : les déchets propres (morts-terrains et stériles), les déchets spéciaux (contenant une minéralisation dont la teneur est inférieure au seuil de rentabilité) et le minerai.

B.1.4.3.2.3.1 Déchets propres

Ce terme désigne les déchets qui sont propres du point de vue de leur impact écologique futur et qui peuvent être stockés définitivement dans des monticules de surface ou utilisés sur place pour la construction. On distingue différents types de matériaux, décrits ci-dessous :

• sols superficiels à forte teneur en matières organiques – Lorsque la profondeur est suffisante, on enlève par décapage une mince couche de sol superficiel qu’on empile séparément pour le réutiliser comme couche de surface future lors des activités de remise en état du site.
• morts-terrains – Quelques mètres de till (généralement autour de 10 m) sont présents avant de rencontrer la formation de grès sous-jacente. Ce matériau est soit empilé séparément pour usage futur lors de la remise en état, soit utilisé comme base pour les monticules de stériles propres.
• stériles – Le bassin de l’Athabasca est un bassin de grès recouvrant la roche de socle du bouclier précambrien. La profondeur du grès est faible autour du périmètre du bassin, mais peut atteindre 1 200 m au centre. Des profondeurs allant jusqu’à 200 m se prêtent à l’extraction à ciel ouvert. Il s’agit de la méthode privilégiée pour les mines situées en périphérie du bassin.
• grands volumes (selon la profondeur) de grès non minéralisé – La matière est extraite pour parvenir au corps minéralisé et empilée en surface près du puits. Par la suite, les monticules, moins la quantité utilisée aux fins de construction, sont récupérés pour favoriser la reprise de la végétation.

B.1.4.3.2.3.2 Ségrégation des déchets

À l’approche du corps minéralisé, on trouve une zone de roche altérée (partiellement minéralisée). Tant cette enveloppe de roche altérée que la roche de socle en dessous peuvent contenir de petites quantités d’uranium non rentable et divers métaux tels que le nickel ou l’arsenic.

Dans certains cas, en raison de la présence de soufre, il peut se créer du lixiviat acide lorsque la roche est exposée à l’humidité et à l’oxygène dans l’air. Ce phénomène de drainage minier acide survient dans le cadre de nombreux types d’exploitation minière. On dispose maintenant de méthodes sophistiquées en vue de séparer les stériles qui représentent un risque potentiel pour l’environnement s’ils sont laissés en surface à long terme, en raison soit du drainage minier acide, soit des contaminants dissous dans le lixiviat.

Ces matériaux, qualifiés de déchets spéciaux, sont gérés différemment des roches stériles écologiquement bénignes. Les méthodes de ségrégation comprennent la diagraphie de forage, la collecte et l’analyse de carottes de forage avant l’extraction et l’analyse d’échantillons pendant l’extraction. Outre des analyses rétrospectives en laboratoire, une interprétation géologique qualifiée des parois minées étayée par des analyses en temps réel effectuées au moyen de scanneurs radiométriques du minerai permet de classer chaque chargement de camion (selon la teneur en uranium) en tant que minerai, déchets spéciaux ou stériles propres et de le diriger vers le monticule approprié.

Étant donné que les gisements de minerai d’uranium sont en équilibre séculaire avec leurs produits de filiation, on peut établir de bonnes corrélations entre la radioactivité du minerai et sa teneur en uranium. La dernière innovation technique est l’emploi d’un scanneur manuel mesurant la fluorescence X pour effectuer une caractérisation du terrain en fonction de l’arsenic. La méthode a récemment été mise à l’essai à McClean Lake et a depuis été intégrée à la stratégie globale de gestion des stériles de l’établissement minier.

Les volumes de stériles sont beaucoup plus petits lorsque l’extraction est souterraine, mais les mêmes considérations générales s’appliquent. Les matériaux propres sont empilés et utilisés aux fins de construction ou de remise en état. Toute quantité excédentaire peut être empilée, et les monticules peuvent servir à la reprise de la végétation. Les déchets spéciaux sont soit utilisés comme agrégats et matériaux de remblais souterrains, soit enfouis de nouveau dans d’autres mines ou transférés à des sites ayant des usines de concentration ou encore des fosses à ciel ouvert épuisées.

B.1.4.3.2.3.3 Déchets spéciaux

Tel qu’il est susmentionné, les stériles se trouvant à proximité des gisements de minerai peuvent poser problème. Comme ils présentent un halo de minéralisation, ils peuvent générer de l’acide ou, parfois, constituer une source de lixiviat contaminé lorsqu’ils sont exposés à l’oxygène dans l’air. Le stockage définitif de ces déchets spéciaux dans des fosses épuisées qui sont ensuite inondées, pour empêcher le contact avec l’oxygène dans l’air et freiner les réactions d’oxydation, est aujourd’hui une solution largement admise à la condition que la fosse soit appropriée pour la gestion à long terme du risque. Sinon, les couvertures techniques in situ constituent une solution permettant d’empêcher l’interaction entre l’oxygène et l’humidité des déchets spéciaux. Les déchets spéciaux sont séparés au fil de l’extraction et temporairement entreposés en surface sur des socles imperméabilisés et dotés de systèmes de collecte pour recueillir et traiter les eaux de ruissellement. À la fin de l’exploitation minière, les déchets spéciaux sont replacés dans la fosse épuisée. Dans le cas d’un grand puits comptant plusieurs zones, le transfert direct des déchets spéciaux de la zone exploitée à une zone épuisée est pratique. Généralement, tout matériau résiduel ayant une teneur supérieure à 300 ppm en octaoxyde de triuranium (U₃O₈) ou 0,025 % (250 ppm) en uranium est classé comme déchet spécial.

Comme dans le cas des installations de résidus, on procède à la caractérisation poussée des formations géologiques naturelles, du réseau des eaux souterraines et des propriétés des stériles afin d’acquérir des données fiables pour les modèles informatiques servant à prédire le rendement à long terme. Ce rendement est confirmé par une surveillance après le déclassement, qui se poursuivra jusqu’à ce que des conditions stables soient atteintes et aussi longtemps que nécessaire par la suite.

B.1.4.3.2.3.4 Minerai

La teneur de coupure entre le minerai à concentrer et les déchets minéralisés dépendra des cours sur le marché de l’uranium. Généralement, pour les mines de la Saskatchewan, la valeur de cette teneur est de 0,1 %.

B.1.4.3.2.4   Traitement des eaux résiduelles et rejet des effluents

Les mines et usines de concentration possèdent des systèmes de traitement des eaux destinés à gérer l’eau contaminée en provenance des installations de stockage définitif des résidus ainsi que l’eau d’exhaure captée lors de l’extraction à ciel ouvert ou souterraine et les eaux de ruissellement provenant des monticules de stériles. Les procédés de traitement vont des systèmes à flux continu à des systèmes de rejet intermittent utilisant largement les méthodes de décantage et de précipitation chimique couramment employées par l’ensemble des mines de métaux. Généralement, ces sites disposent d’un point final unique de rejet dans l’environnement récepteur; toutefois, l’établissement minier de Key Lake en compte deux pour ses eaux traitées. Les mines et usines de concentration d’uranium traitent également l’eau en fonction des radionucléides. Plus particulièrement, on met l’accent sur le traitement du radium 226 en utilisant la précipitation par chlorure de baryum. Dans le cas de Rabbit Lake, un traitement secondaire a été ajouté pour réduire les niveaux d’uranium dans l’effluent. La qualité de l’effluent est contrôlée par des codes de pratiques réglementaires ainsi que par la réglementation de la qualité des effluents.

Dans le nord de la Saskatchewan, la réglementation de la qualité des effluents permet de veiller à ce que les Saskatchewan Environmental Quality Guidelines (lignes directrices de la Saskatchewan en matière de qualité de l’environnement) soient respectées dans l’environnement récepteur en aval des diverses installations d’exploitation. Si l’effluent s’avère acceptable (conforme aux limites réglementaires), il est déversé dans l’environnement. Sinon, il est retourné aux stations de traitement de l’eau ou à l’usine de concentration pour retraitement. Durant la période visée par le rapport (du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020), le volume total d’eaux usées traitées qui respectait les exigences réglementaires et qui a ensuite été rejeté dans l’environnement récepteur s’élevait à 17,6 millions de m³ provenant de cinq sites actifs de mines ou usines de concentration d’uranium du nord de la Saskatchewan (voir le tableau B.1).

Tableau B.1 : Volumes des eaux usées produites par les sites actifs de mines et usines de concentration d’uranium

Mines et usines de concentration d’uranium actives dans le nord de la Saskatchewan	Volume total des eaux usées respectant les exigences de déchargement
Orano – McClean Lake	5 695 516 m3
Cameco – Rabbit Lake	3 923 355 m3
Cameco – Cigar Lake	335 800 m3
Cameco – McArthur River	2 370 659 m3
Cameco – Key Lake (Horsefly Lake)	4 035 425 m3
Cameco – Key Lake (Wolf Lake)	1 223 837 m3
Total	17 584 592 m3

Afin de réduire l’impact des décharges d’effluents dans le milieu récepteur, les mines et usines de concentration d’uranium ont mis au point des modèles de risque écologique pour en évaluer les effets. Les principaux problèmes mis en évidence par ce travail sont de nature chronique plutôt qu’aiguë et concernent le contrôle des métaux plutôt que des radionucléides. La priorité a été accordée au contrôle de l’apport de nickel et d’arsenic, mais plus récemment, l’attention s’est portée sur le molybdène et le sélénium. Cet éventail plus vaste de contaminants problématiques fait qu’on s’efforce aujourd’hui d’élaborer et de mettre en place la prochaine génération de techniques de traitement qui ont recours aux technologies de membranes et de précipitation chimique.

B.1.4.3.3   Gestion à long terme des déchets des mines et usines de concentration d’uranium

Cameco et Orano Canada Inc. (anciennement connue sous le nom d’AREVA Resources Canada Inc.) gèrent les seules mines et usines de concentration d’uranium en exploitation au Canada (voir l’annexe 6). Il existe des mines et des usines de concentration d’uranium inactives en Ontario, dans les Territoires du Nord-Ouest et en Saskatchewan, comme on l’explique à l’annexe 7.

Le terme « inactif » est utilisé pour décrire plusieurs types d’inventaire, notamment :

• les parcs de résidus en voie de déclassement
• les parcs de résidus d’usines de concentration d’uranium en exploitation où des activités de fermeture sont en cours ou ont été partiellement achevées (p. ex., Rabbit Lake et Key Lake)
• les parcs de résidus d’anciennes usines de concentration, comprenant des sites récemment déclassés dotés de systèmes techniques de confinement des résidus, ainsi que des sites remontant aux débuts de la production d’énergie nucléaire au Canada, lorsque les résidus étaient déposés dans des lacs ou des terres basses à proximité de lacs (p. ex., à Port Radium)

Ces sites inactifs sont autorisés par la CCSN. Les propriétaires des sites sont responsables de la surveillance et des travaux futurs d’entretien et de remise en état des lieux pouvant être requis pour protéger la sûreté et la santé humaine ou l’environnement. Trois sites de résidus d’anciennes mines d’uranium sont situés en Saskatchewan : Cluff Lake et les sites de Gunnar et Lorado. Les sites de Lorado et Cluff Lake ont été déclassés et le site de Gunnar est en cours de déclassement, comme l’expliquent les annexes 7.1.1.3, 7.1.1.4 et 7.1.1.2, respectivement. Le projet de Cluff Lake est en cours de transition vers le Programme de contrôle institutionnel de la Saskatchewan (qui est abordé à la section H.7).

B.1.4.4 Déchets radioactifs provenant de la fabrication et du traitement du combustible d’uranium

Dans le passé, on gérait les déchets des raffineries et des usines de conversion d’uranium en les enfouissant directement dans le sol. Cette pratique a été abandonnée en 1988, après la fermeture de l’IGD de Port Granby. Par la suite, on a beaucoup réduit le volume des DRFA produits par ces activités, soit en les incinérant, soit en récupérant et en réutilisant les matières contenant de l’uranium. Le volume résiduel de DRFA est séparé, géré et entreposé dans les IGD autorisées au Canada. Dans certains cas, les déchets radioactifs sont expédiés dans des installations de traitement des déchets aux États-Unis, et les résidus, une fois leur volume réduit, sont renvoyés aux fins d’entreposage par le propriétaire des déchets au Canada.

La fabrication et le traitement du combustible produisent une variété de déchets potentiellement contaminés par de l’uranium, y compris :

• du zirconium contaminé
• des matériaux combustibles contaminés (p. ex., bois, papier, gants, combinaisons)
• caoutchouc et plastiques
• hydrocarbures et solvants
• du métal
• des boues d’épuration (eaux usées, équipement de procédé et eau de nettoyage)
• des matières récupérables (nitrate d’ammonium, fluor, produits calcinés et produits de régénération)

B.1.4.5 Déchets radioactifs provenant des réacteurs de puissance

Les déchets radioactifs produits par l’exploitation de réacteurs nucléaires sont entreposés dans diverses structures situées aux installations de gestion des déchets radioactifs (IGDR), sites et autres emplacements au Canada. Avant l’entreposage, on peut réduire le volume de ces déchets par incinération, compactage, déchiquetage ou fonte du métal. De plus, les centrales nucléaires comprennent des installations servant à décontaminer les pièces et outils, à laver l’équipement de protection ainsi qu’à remettre en état l’équipement. Les déchets radioactifs provenant des centrales nucléaires comportent divers types de DRFMA, dont :

• filtres
• ampoules
• câbles
• équipement usagé
• métaux
• débris de construction
• matériaux absorbants (sable, vermiculite et abat-poussière)
• résines échangeuses d’ions
• composants de cœur de réacteur
• matériaux de retubage
• papier
• plastique
• caoutchouc
• bois
• liquides organiques

B.1.4.6 Déchets radioactifs provenant des réacteurs de recherche

Dans tous les réacteurs de recherche, les déchets radioactifs sont séparés en fonction de leur durée de vie (courte ou longue période). Les déchets à courte période sont entreposés sur le site jusqu’à ce que leur radioactivité ait décru suffisamment pour qu’ils puissent être stockés définitivement de manière conventionnelle. Les déchets radioactifs à longue période sont entreposés temporairement sur le site jusqu’à l’obtention d’une quantité suffisante pour leur transport vers les LCR pour y être entreposés.

En général, les réacteurs de recherche en exploitation au Canada ne génèrent pas de déchets liquides. L’eau est purifiée par des systèmes de filtration et d’échangeurs d’ions, puis recyclée dans le réacteur. Les résines échangeuses d’ions usées sont entreposées avec les déchets radioactifs à longue période, puis envoyées aux LCR.

B.1.4.7 Déchets radioactifs provenant de la production et de l’utilisation de radioisotopes

La production et l’utilisation des radioisotopes génèrent un vaste éventail de radionucléides aux fins d’usages commerciaux, comme le cobalt 60 pour la stérilisation et les appareils de traitement du cancer et le molybdène 99 et d’autres isotopes utilisés comme traceurs en recherche médicale, en diagnostic et en thérapie. Certaines IGD traitent et gèrent les déchets issus de la production et de l’utilisation des isotopes radioactifs aux fins médicales et de recherche. En général, ces installations recueillent et conditionnent les déchets afin de les expédier vers des sites d’entreposage approuvés. Dans certains cas, les déchets sont incinérés ou on laisse leur radioactivité décroître suffisamment avant de les évacuer dans les égouts municipaux ou de les transférer au service municipal des ordures.

B.1.4.8 Déchets radioactifs historiques

Les DRFA historiques au Canada sont des déchets qui étaient gérés dans le passé d’une manière qui n’est plus jugée acceptable aujourd’hui, mais dont les propriétaires actuels ne peuvent plus raisonnablement être tenus responsables et pour lesquels le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité à long terme. EACL est responsable du nettoyage ainsi que de la gestion sûre des DRFA historiques situés sur d’autres sites au Canada et pour lesquels le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité. Cela comprend l’IRPH et les activités associées au Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité (BGDRFA). Les travaux sont exécutés par les LNC pour le compte d’EACL, selon un modèle d’OGEE.

Des sites comportant des DRFA historiques dans tout le Canada ont été nettoyés et plusieurs d’entre eux, qui sont contaminés au radium ou à l’uranium, demeurent sous surveillance. Dans certains sites, les matières ont été entreposées dans des installations provisoires en attendant l’élaboration d’une méthode de gestion à long terme. Ces sites sont continuellement surveillés, inspectés et entretenus. Dans le cadre du plan actuel, la majeure partie de ces responsabilités sera résolue d’ici 2026.

Section C – Champ d’application

C.1 Champ d’application (article 3)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 3 de la Convention commune.

C.1.1 Introduction

Le REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada, définit les déchets radioactifs comme toute matière (liquide, gazeuse ou solide) qui contient une substance nucléaire radioactive, au sens de l’article 2 de la LSRN, et que le propriétaire a déclarée comme étant un déchet. En plus de contenir des substances nucléaires, les déchets radioactifs peuvent aussi contenir des substances dangereuses non radioactives, telles que définies à l’article 1 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN).

Les déchets radioactifs sont réglementés au Canada de la même façon que toute autre matière contenant une substance nucléaire. Tous les déchets radioactifs, qu’ils aient été produits par une grande installation nucléaire ou par un petit utilisateur, sont assujettis à la Convention commune à l’exception :

• du combustible usé qui fait l’objet de retraitement
• des matières radioactives naturelles
• des déchets radioactifs résultant de programmes militaires et de défense

C.1.2 Retraitement du combustible usé

Comme le Canada possède d’importantes sources d’uranium, le secteur nucléaire n’a pas jugé nécessaire pour le moment d’effectuer le retraitement du combustible usé. Par conséquent, en vertu du paragraphe 3(1) de la Convention commune, le Canada déclare que le retraitement ne fait pas partie de son programme de gestion du combustible usé. Le présent rapport ne couvre donc pas cette activité.

Il convient cependant de noter qu’EACL a procédé à des expériences de retraitement aux Laboratoires de Chalk River dans les années 1940 à 1960. Les LNC entreposent les déchets liquides générés par ces expériences dans trois réservoirs. Le dernier transvasage de solutions liquides radioactives dans ces réservoirs a eu lieu en 1968 et aucune solution n’y a été ajoutée depuis. De 1958 à 1960, EACL a mené des expériences de conversion de solutions liquides de haute activité en solide (vitrification). Le programme a généré 50 blocs de verre, chacun pesant environ 2 kg. Aujourd’hui, ils sont entreposés de manière sûre sur le site. Pour de plus amples renseignements concernant les déchets produits par ces expériences, se reporter à l’annexe 5.1.1.

Conformément au paragraphe 3(1), le combustible utilisé pour produire des isotopes en médecine nucléaire est lui aussi exclu du rapport, car il est traité pour en extraire les isotopes utilisés à des fins médicales et échappe ainsi au champ d’application de la Convention commune, étant protégé contre l’obligation de divulgation en vertu de l’article 36.

C.1.3 Matières radioactives naturelles

Une matière radioactive naturelle est une matière que l’on trouve dans l’environnement et qui contient des éléments radioactifs d’origine naturelle. Les matières radioactives naturelles sont principalement composées d’uranium et de thorium (des éléments qui génèrent eux-mêmes du radium et du radon lorsqu’ils commencent à se désintégrer) et de potassium. Ces éléments sont naturellement en désintégration et sont considérés parmi les principaux contributeurs à la dose de rayonnement de fond annuelle d’un individu.

Au Canada, les matières radioactives naturelles sont réglementées par les gouvernements provinciaux et territoriaux, chacun ayant sa propre réglementation spécifique sur le traitement et l’élimination des matières. Le Comité de radioprotection fédéral-provincial-territorial a élaboré les Lignes directrices canadiennes pour la gestion des matières radioactives naturelles, afin d’harmoniser les normes dans tout le pays et d’assurer le contrôle approprié de ces matières. Toutefois, les règlements provinciaux devraient aussi être consultés.

Les matières radioactives naturelles sont exemptes de l’application de la LSRN et de ses règlements connexes, sauf dans les cas suivants :

• lorsque des matières radioactives naturelles sont associées au développement, à la production ou à l’utilisation de l’énergie nucléaire de la façon mentionnée dans le RGSRN
• lorsque des matières radioactives naturelles sont importées au Canada ou exportées du Canada de la façon mentionnée dans le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire (RCIENPN)
• lorsque des matières radioactives naturelles sont transportées et que leur activité spécifique est supérieure à 70 Bq/g (70 kBq/kg), de la façon mentionnée dans le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) (RETSN 2015) et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses (RTMD)

Conformément au paragraphe 3(2) de la Convention commune, ce rapport ne couvre que les matières radioactives naturelles non exemptées, c’est-à-dire les déchets de radium produits par l’ancienne industrie du radium ainsi que les résidus et les stériles des mines et usines de concentration d’uranium.

C.1.4 Combustible usé et déchets radioactifs dans les programmes militaires ou de défense

En vertu de l’article 5 de la LSRN, les programmes du ministère de la Défense nationale ne sont assujettis ni à la LSRN, ni à ses règlements d’application; toutefois le réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada est assujetti à la LSRN parce qu’il est utilisé comme réacteur de recherche. Ainsi, conformément au paragraphe 3(3) de la Convention commune, le réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada est le seul élément d’un programme militaire ou de défense qui est traité dans ce rapport.

C.1.5 Rejets

Au Canada, chaque installation de gestion des déchets radioactifs qui émet des rejets dans l’environnement doit avoir un programme de surveillance des effluents approuvé. Certaines de ces installations ont également des indicateurs de rendement, comme des seuils administratifs et des seuils d’intervention, afin d’évaluer l’efficacité des contrôles de prévention de la pollution. Pour de plus amples renseignements sur les programmes de surveillance des effluents, se reporter à la section F.4.6. Les niveaux de rejet d’effluents radiologiques des différentes installations de gestion des déchets radioactifs sont indiqués dans les annexes 4 à 7.

Section D – Inventaires et listes

D.1 Rapports (paragraphe 32(2))

Cette section traite des obligations en vertu du paragraphe 32(2) de la Convention commune.

D.1.1 Installations de gestion du combustible nucléaire usé au Canada

Le tableau D.1 dresse la liste des installations au Canada qui gèrent du combustible usé.

Tableau D.1 : Installations au Canada qui gèrent du combustible usé

Installation	Propriétaire	Lieu	Utilisation
Centrale nucléaire de Bruce	OPG	Tiverton (Ontario)	Entreposage en piscine
Laboratoires de Chalk River	EACL	Chalk River (Ontario)	Stockage à sec
Centrale nucléaire de Darlington	OPG	Clarington (Ontario)	Entreposage en piscine
Installation de gestion des déchets de Darlington	OPG	Clarington (Ontario)	Stockage à sec
Installation de gestion des déchets de Douglas Point	EACL	Tiverton (Ontario)	Stockage à sec
Installation de gestion des déchets de Gentilly-1	EACL	Gentilly, Québec	Stockage à sec
Centrale nucléaire de Gentilly-2	Hydro-Québec	Gentilly (Québec)	Entreposage en piscine
Installation de gestion des déchets de Gentilly-2	Hydro-Québec	Gentilly (Québec)	Stockage à sec
Réacteur nucléaire de recherche McMaster	Université McMaster	Hamilton (Ontario)	Entreposage en piscine
Réacteur national de recherche universel (NRU)	EACL	Chalk River (Ontario)	Entreposage en piscine
Centrale nucléaire de Pickering	OPG	Pickering (Ontario)	Entreposage en piscine
Installation de gestion des déchets de Pickering	OPG	Pickering (Ontario)	Stockage à sec
Centrale nucléaire de Point Lepreau	Énergie NB	Baie de Maces (Nouveau-Brunswick)	Entreposage en piscine
Installation de gestion des déchets de Point Lepreau	Énergie NB	Baie de Maces (Nouveau-Brunswick)	Stockage à sec
Installation de gestion des déchets Western	OPG	Tiverton (Ontario)	Stockage à sec
Laboratoires de Whiteshell	EACL	Pinawa (Manitoba)	Stockage à sec

Pour des descriptions détaillées de chacune des installations énumérées au tableau D.1, se reporter à l’annexe 4.

Une carte indiquant l’emplacement des installations au Canada qui gèrent du combustible usé (tableau D.1) est présentée à la figure D.1.

Figure D.1 : Installations au Canada qui gèrent le combustible usé

D.1.2 Inventaire de combustible usé au Canada

Le tableau D.2 présente le volume total des déchets radioactifs de haute activité (DRHA) au Canada et son volume respectif indiqué en pourcentage du volume total de tous les déchets radioactifs au Canada.

Tableau D.2 : Volume total des DRHA au Canada

Catégorie de déchets	Volume (au 31 décembre 2019)	Pourcentage du total
Déchets radioactifs de haute activité	12 718 m3	0,6 %

Le tableau D.3 ci-dessous présente l’inventaire de combustible usé entreposé en piscine au Canada.

Tableau D.3 : Inventaire de combustible usé entreposé en piscine au Canada au 31 décembre 2019

Installation	Nombre de grappes de combustible entreposées en piscine	Kilogrammes d’uranium [1]
Centrale nucléaire de Bruce Power	736 290	13 942 460
Centrale nucléaire de Darlington	340 392	6 518 918
Centrale nucléaire de Gentilly-2	5 725	109 264
Réacteur nucléaire de recherche McMaster	13	13
Réacteur NRU[2]	804	2 646
Centrale nucléaire de Pickering	428 809	8 458 694
Centrale nucléaire de Point Lepreau	33 460	636 805

[1] L’inventaire comprend l’uranium appauvri, l’uranium enrichi, l’uranium naturel, le plutonium et le thorium dans le combustible usé.

[2] L’inventaire comprend les grappes, les barres, les assemblages et/ou d’autres éléments de combustible.

La figure D.2 ci-dessous présente le nombre de grappes de combustible entreposées en piscine au Canada au 31 décembre 2019 (conformément à l’inventaire du tableau D.3).

Figure D.2 : Nombre de grappes de combustible entreposées en piscine au Canada (au 31 décembre 2019)

Le tableau D.4 ci-dessous présente l’inventaire de combustible usé en stockage à sec au Canada.

Tableau D.4 : Inventaire de combustible usé en stockage à sec au Canada (au 31 décembre 2019)

Installation	Nombre de grappes de combustible usé en stockage à sec	Kilogrammes d’uranium [1]
Zone de gestion des déchets B des LCR (combustible usé provenant de réacteurs de recherche) [2]	9 334 [3]	22 646 [3]
Zone de gestion des déchets G des LCR	4 886	65 385
Installation de gestion des déchets de Darlington	260 649	4 974 978
Installation de gestion des déchets de Douglas Point	22 256	299 827
Installation de gestion des déchets de Gentilly-1	3 213	67 596
Installation de gestion des déchets de Gentilly-2	124 200	2 359 940
Installation de gestion des déchets de Pickering	385 230	7 652 154
Installation de gestion des déchets de Point Lepreau	121 498	2 305 827
Installation de gestion des déchets Western	615 542	11 710 238
Laboratoires de Whiteshell	2 290	23 834

[1] L’inventaire comprend l’uranium appauvri, l’uranium enrichi, l’uranium naturel, le plutonium et le thorium dans le combustible usé.

[2] L’inventaire comprend les grappes, les barres, les assemblages et/ou d’autres éléments de combustible.

[3] Données en date du 31 juillet 2019.

La figure D.3 ci-dessous présente le nombre de grappes de combustible en stockage à sec au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.4.

Figure D.3 : Nombre de grappes de combustible en stockage à sec au Canada au 31 décembre 2019

D.1.3 Installations de gestion des déchets radioactifs au Canada

Le tableau D.5 ci-dessous dresse la liste des installations au Canada qui gèrent des déchets radioactifs autres que du combustible usé.

Tableau D.5 : Installations au Canada qui gèrent des déchets radioactifs autres que du combustible usé

Installation	Propriétaire	Lieu	Utilisation
DRHA autres que du combustible usé
Centrale nucléaire de Bruce	OPG	Tiverton (Ontario)	Entreposage de DRHA autres que du combustible usé
DRFA et DRMA
Installation de fabrication de Best Theratronics à Kanata	Best Theratronics	Kanata (Ontario)	Entreposage de sources scellées retirées du service et de composants de blindage à l’uranium appauvri (DRFA et DRMA)
Raffinerie de Blind River	Cameco	Blind River (Ontario)	Entreposage de DRFA
Installation de fabrication de combustible de BWX Technologies à Peterborough	BWXT Nuclear Energy Canada (NEC)	Peterborough (Ontario)	Entreposage de DRFA
Installation de fabrication de combustible de BWXT à Toronto	BWXT NEC	Toronto (Ontario)	Entreposage de DRFA
Installation Cameco Fuel Manufacturing	Cameco	Port Hope (Ontario)	Entreposage de DRFA
Laboratoires de Chalk River	EACL	Chalk River (Ontario)	Entreposage de DRFA et de DRMA
Installation de gestion des déchets de Darlington	OPG	Clarington (Ontario)	Entreposage de DRMA
Installation de gestion des déchets de Douglas Point	EACL	Tiverton (Ontario)	Entreposage des déchets provenant du déclassement du réacteur (DRFA et DRMA)
Installation de gestion des déchets de Gentilly-1	EACL	Gentilly (Québec)	Entreposage des déchets provenant du déclassement du réacteur (DRFA)
Installation de gestion des déchets de Gentilly-2	Hydro-Québec	Gentilly (Québec)	Entreposage de DRFA et de DRMA
Installation de fabrication de Nordion à Kanata	Nordion	Kanata (Ontario)	Entreposage de sources scellées retirées du service (DRMA)
Centrale nucléaire de démonstration	EACL	Comté de Renfrew (Ontario)	Entreposage des déchets provenant du déclassement du réacteur (DRFA et DRMA)
Installation de gestion des déchets de Pickering	OPG	Pickering (Ontario)	Entreposage de DRMA
Installation de gestion des déchets de Point Lepreau	Énergie NB	Baie de Maces (Nouveau-Brunswick)	Entreposage de DRFA et de DRMA
Installation de conversion de Port Hope	Cameco	Port Hope (Ontario)	Entreposage de DRFA
Aire de stockage des déchets radioactifs – Site 1	OPG	Tiverton (Ontario)	Entreposage de DRFA et de DRMA
Installation de gestion des déchets Western	OPG	Tiverton (Ontario)	Entreposage de DRFA et de DRMA
Laboratoires de Whiteshell	EACL	Pinawa (Manitoba)	Entreposage de DRFA et de DRMA
DRFA issus de pratiques antérieures
Site de la mine Deloro	Ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs de l’Ontario	Deloro (Ontario)	Gestion des DRFA issus de pratiques antérieures
Région du Grand Toronto	Municipalité régionale de Peel/EACL (Ontario)	Région du Grand Toronto (Ontario)	Gestion des DRFA issus de pratiques antérieures
Port Granby	EACL	Port Granby (Ontario)	Gestion des DRFA issus de pratiques antérieures
Port Hope	EACL	Port Hope (Ontario)	Gestion des DRFA issus de pratiques antérieures
Installation de gestion des déchets Welcome	EACL	Port Hope (Ontario)	Gestion des DRFA issus de pratiques antérieures
Déchets générés par l’extraction et la concentration de l’uranium
Agnew Lake	Ministère du Développement du Nord et des Mines de l’Ontario	Agnew Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Beaverlodge	Cameco	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Bicroft	Barrick Gold Corporation	Bancroft (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Cigar Lake	Cameco	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Cluff Lake	Orano	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Denison	Denison Mines Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Dyno	EnCana West Limited Management Ltd.	Bancroft (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Gunnar	Saskatchewan Research Council	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Key Lake	Cameco	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Lacnor	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Lorado	Saskatchewan Research Council	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Madawaska	EnCana West Limited Management Ltd.	Bancroft (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
McClean Lake	Orano	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
McArthur River	Cameco	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Milliken	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Nordic	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Panel	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Port Radium	Affaires autochtones et Développement du Nord Canada	Territoires du Nord-Ouest	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Pronto	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Quirke 1 et 2	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Rabbit Lake	Cameco	Bassin de l’Athabasca (Saskatchewan)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Rayrock	Affaires autochtones et Développement du Nord Canada	Territoires du Nord-Ouest	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Spanish American	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Stanleigh	Rio Algom Ltd.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles
Stanrock/ Can-Met	Denison Mines Inc.	Elliot Lake (Ontario)	Gestion des résidus d’uranium et des stériles

Pour des descriptions détaillées de chacune des installations énumérées au tableau D.5, se reporter aux annexes 5 à 7.

Une carte indiquant l’emplacement des installations au Canada qui gèrent des déchets radioactifs autres que du combustible usé (tableau D.5) est présentée à la figure D.4.

Figure D.4 : Installations au Canada qui gèrent des déchets radioactifs autres que du combustible usé

D.1.4 Inventaire des déchets radioactifs au Canada

Le tableau D.6 ci-dessous présente le volume total des DRFMA et des résidus des mines et usines de concentration d’uranium au Canada et leurs volumes respectifs indiqués en pourcentage du volume total de tous les déchets radioactifs au Canada.

Tableau D.6 : Volume total des DRFMA au Canada

Catégorie de déchets	Volume (au 31 décembre 2019)	Pourcentage du total
Déchets radioactifs de faible activité	2 075 022 m3	98,7 %
Déchets radioactifs de moyenne activité	15 681 m3	0,7 %
Résidus des mines et usines de concentration d’uranium	218 millions de tonnes

D.1.4.1   Déchets radioactifs de haute activité autres que du combustible usé

Le tableau D.7 ci-dessous présente l’inventaire des DRHA autres que du combustible usé entreposés au Canada.

Tableau D.7 : Inventaire des DRHA autres que du combustible usé entreposés au Canada (au 31 décembre 2019)

Installation	Description des déchets entreposés	Méthode d’entreposage	Inventaire de déchets sur place au 31 décembre 2019
			Volume (m3)	Activité (TBq)
Bruce Power	Sources scellées au cobalt 60 retirées du service	Entreposage en piscine	3	n. d.

Remarque : n. d. signifie « non disponible »

D.1.4.2   Déchets radioactifs de faible et de moyenne activité

Le tableau D.8 ci-dessous présente l’inventaire des DRFMA entreposés au Canada.

Tableau D.8 : Inventaire des DRFMA entreposés au Canada (au 31 décembre 2019)

Installation	Description des déchets entreposés	Méthode d’entreposage	Inventaire de déchets sur place au 31 décembre 2019
			DRMA		DRFA
			Volume (m3)	Activité (TBq)	Volume (m3)	Activité (TBq)
Installation de fabrication de Best Theratronics à Kanata	Sources scellées de cobalt 60 retirées du service, sources scellées de césium 137 retirées du service, composants de blindage à l’uranium appauvri	Entreposage en piscine ou stockage à sec dans des conteneurs	<1	71	<1	n. d.
Raffinerie de Blind River	Déchets de procédé non combustibles	DRFA : fûts de 205 L	aucun	aucun	4 400	n. d.
Installation de fabrication de combustible de BWXT à Peterborough	Déchets solides issus du traitement	DRFA : fûts de 205 L, contenants de déchets	aucun	aucun	2	<1
Installation de fabrication de combustible de BWXT à Toronto	Déchets solides issus du traitement	DRFA : fûts de 205 L, palettes	aucun	aucun	33	<1
Installation Cameco Fuel Manufacturing	Déchets de procédés non combustibles	DRFA : fûts de 205 L	aucun	aucun	4 000	n. d.
Laboratoires de Chalk River	Déchets de réacteurs de recherche et issus de la production d’isotopes, ainsi que déchets externes et déchets de déclassement	DRMA : silos verticaux souterrains, caissons en béton et réservoirs anciens DRFMA : stockage modulaire en surface blindé (SMSB) DRFA : tranchées de sable, bâtiments d’entreposage de déchets de faible activité, monticules en surface, stockage modulaire en surface (SMS), site d’enfouissement de matériaux en vrac	1 050 [1]	n. d.	136 582 [2]	n. d.
	Sols contaminés	Bacs de transport, fûts d’acier de 205 L, conteneurs B-25 dans des SMSB, tranchées de sable et monticules en surface	aucun	aucun	156 276	n. d.
	Déchets de déclassement (du 1er janvier 2005 au 31 décembre 2016)	DRMA : silos verticaux souterrains et caissons en béton DRFA : SMS, SMSB	332	n. d.	16 894	n. d.
Installation de gestion des déchets de Darlington	Entreposage provisoire de DRMA provenant de la réfection de réacteurs de Darlington	DRMA : contenants de déchets de retubage entreposés dans des suremballages destinés au stockage à Darlington	628	77 900 [3]	aucun	aucun
Installation de gestion des déchets de Douglas Point	Déchets de réacteur déclassé	Bâtiment du réacteur	6	n. d.	92	n. d.
Installation de gestion des déchets de Gentilly-1	Déchets de réacteur déclassé (résines échangeuses d’ions)	Bâtiment du réacteur	aucun	aucun	161	n. d.
Installation de gestion des déchets de Gentilly-2	Déchets de réacteur en exploitation	DRMA : aire de stockage des déchets radioactifs (ASDR) et installation de gestion des déchets radioactifs solides (cellules en béton) DRFA : ASDR et installation de gestion des déchets radioactifs solides (cellules en béton)	358	53	1 339	5
Installation de fabrication de Nordion à Kanata	Sources scellées de cobalt 60 retirées du service; sources scellées de césium 137 retirées du service	Entreposage en piscine ou stockage à sec dans des conteneurs	5	4 126	aucun	aucun
Centrale nucléaire de démonstration	Déchets de réacteur déclassé	Bâtiment du réacteur	389	n. d.	2 289	n. d.
Installation de gestion des déchets de Pickering	Entreposage provisoire de DRMA provenant de la réfection des réacteurs de Pickering-A (tranches 1 à 4)	DRMA : modules de stockage à sec	1 012	2 374 [4]	aucun	aucun
Installation de gestion des déchets de Point Lepreau	Déchets d’exploitation : fûts, filtres et déchet compactés et non compactés mis en boîte	DRFA : voûtes en béton DRMA : voûtes en béton, structures d’entreposage des filtres et silos contenant les déchets de remise à neuf	362	794	1 787	178
Installation de conversion de Port Hope	Déchets de procédé non combustibles	DRFA : fûts de 205 L	aucun	aucun	4 000	n. d.
	Déchets de déclassement	Fûts ou autres emballages industriels appropriés	aucun	aucun	1 700	n. d.
Aire de stockage des déchets radioactifs – Site 1	Entreposage provisoire de DRFMA produits par les réacteurs de Douglas Point et Pickering-A (tranches 1 à 4)	DRMA : structures d’entreposage souterrain (tranchées, silos verticaux souterrains) DRFA : structures d’entreposage souterrain (tranchées)	5	12 [5]	325	<1
Installation de gestion des déchets Western	Entreposage provisoire des DRFMA générés par les réacteurs de Bruce Power, de Darlington et de Pickering A et B	DRMA : structures d’entreposage souterrain (tranchées, silos verticaux souterrains et conteneurs enfouis) et structures d’entreposage en surface (bâtiment de stockage des déchets de retubage et quadricellules) DRFA : structures d’entreposage en surface (bâtiments d’entreposage en surface, bâtiments d’entreposage de générateurs de vapeur)	11 293 [6]	56 702 [5]	104 906 [7]	86
Laboratoires de Whiteshell	Déchets de déclassement (du 1er janvier 2005 au 31 décembre 2016)	DRMA : caissons en béton souterrains et réservoirs d’entreposage DRFA : caissons en béton en surface	240	n. d.	16 861	n. d.

Remarque : n. d. signifie « non disponible »

[1] Les estimations antérieures reposaient sur une hypothèse prudente selon laquelle tous les déchets entreposés dans une structure pouvant contenir des DRMA étaient classés comme des DRMA en attendant de meilleures données de classification. Entre 2016 et 2019, des activités de récupération et de traitement ont été réalisées sur des déchets hérités sélectionnés qui étaient entreposés et les registres ont été vérifiés afin d’extrapoler les volumes actuels.

[2] Volume réduit depuis 2016, car certaines matières ont été classées comme des déchets emballés et comprenaient les déchets qui seront produits dans le futur.

[3] Activité approximative établie après trois années de désintégration.

[4] Activité approximative établie après trente années de désintégration.

[5] Activité approximative fondée sur l’inventaire de 2013.

[6] Comprend les volumes de résines usées en réservoir de la centrale qui devraient éventuellement être transférés de l’IGD Western à une installation d’entreposage à long terme.

[7] Comprend les DRFA actuellement entreposés hors site chez EnergySolutions Canada mais qui devraient éventuellement être retournés à l’IGD Western pour y être entreposés à long terme.

La figure D.5 ci-dessous présente le volume des DRFA entreposés au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.8.

Figure D.5 : Volume des DRFA entreposés au Canada (au 31 décembre 2019)

La figure D.6 ci-après présente le volume des DRMA entreposés au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.8.

Figure D.6 : Volume des DRMA entreposés au Canada (au 31 décembre 2019)

D.1.4.3   Déchets radioactifs de faible activité issus de pratiques antérieures

Le tableau D.9 ci-dessous présente les DRFA issus de pratiques antérieures au Canada.

Tableau D.9 : Inventaire des DRFA issus de pratiques antérieures au Canada

Nom du site ou emplacement	Description des déchets entreposés	Méthode d’entreposage	DRFA
			Volume (m3)	Activité (TBq)
Site de la mine Deloro [1]	Sols contaminés et résidus anciens	In situ (aire clôturée)	34 500	2
Région du Grand Toronto	Sols contaminés au radium, contamination par du radium fixé aux éléments structurels dans des bâtiments	In situ et entreposage regroupé Monticule en surface regroupant les déchets	4 900	n. d.
Port Granby	Déchets et sols contaminés	Enfouis en tranchées	765 622	n. d.
Port Hope	Sols contaminés	In situ et entreposage regroupé	720 000	n. d.
Installation de gestion des déchets Welcome	Sols contaminés	Monticule en surface	550 000	n. d.

Remarque : n. d. signifie « non disponible »

[1] Le site n’est plus assujetti à un permis de la CCSN.

La figure D.7 ci-dessous présente le volume des DRFA issus de pratiques antérieures d’entreposage au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.9.

Figure D.7 : Inventaire des DRFA issus de pratiques antérieures d’entreposage au Canada (au 31 décembre 2019)

D.1.4.4 Déchets générés par l’extraction minière et la concentration d’uranium

D.1.4.4.1 Sites de mines et d’usines de concentration d’uranium en exploitation

Le tableau D.10 présente l’inventaire des résidus d’uranium et des stériles stockés aux sites de mines et d’usines de concentration en exploitation au Canada.

Tableau D.10 : Inventaire des résidus d’uranium et des stériles stockés aux mines et usines de concentration en exploitation au Canada (au 31 décembre 2019)

Mines et usines de concentration en exploitation	Méthode de stockage	Inventaire de déchets sur place au 31 décembre 2019
		Résidus	Stériles
		Masse (tonnes)	Minéralisés (tonnes)	Non-minéralisés (tonnes)
Cigar Lake	Pas de résidus sur le site. Le minerai est transporté à McClean Lake pour y être concentré.	aucun	685 647	84 172
Key Lake	Zone de gestion des résidus (ZGR) Deilmann	6 177 572 [1]	1 123 058	68 028 327
McArthur River	Pas de résidus sur le site. Le minerai est transporté à Key Lake pour y être concentré.	aucun	116 501	226 811
McClean Lake	Installation de gestion des résidus en fosse	2 243 859 [2]	10 200 000	51 200 000
Rabbit Lake	Installation de gestion des résidus en fosse de Rabbit Lake	9 126 693	1 348 389	11 157 174

[1] Comprend les résidus accumulés du traitement de minerais à McArthur River.

[2] Comprend les résidus accumulés du traitement de minerais à Cigar Lake.

La figure D.8 ci-dessous présente la masse des résidus d’uranium et des stériles stockés aux mines et usines de concentration en exploitation au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.10.

Figure D.8 : Masse des résidus d’uranium et des stériles stockés aux mines et usines de concentration en exploitation au Canada (au 31 décembre 2019)

D.1.4.4.2   Sites inactifs et déclassés de gestion des résidus

Le tableau D.11 présente l’inventaire des résidus d’uranium et des stériles stockés aux sites inactifs et déclassés de gestion des résidus au Canada.

Les activités d’exploitation aux sites mentionnés au tableau D.11 avaient cours avant la mise en place des pratiques actuelles de séparation des déchets. En conséquence, la ventilation entre les stériles minéralisés et non minéralisés n’est pas disponible.

Tableau D.11 : Inventaire des résidus d’uranium et des stériles stockés aux sites inactifs et déclassés de gestion des résidus au Canada (au 31 décembre 2019)

Nom du site ou emplacement	Méthode de stockage	Inventaire de déchets sur place au 31 décembre 2019
		Résidus	Stériles
		Masse (tonnes)	Masse (tonnes)
Sites déclassés de résidus
Cluff Lake	Zone de gestion des résidus – en surface	3 230 000	18 400 000
Sites inactifs de résidus
Agnew Lake	Résidus végétalisés en lac, résidus en surface	510 000	n. d.
Beaverlodge	Résidus en surface et remblai souterrain	5 700 000 [1]	4 800 000
Bicroft	Résidus en surface à deux emplacements	2 000 000	n. d.
Denison	Résidus en surface, inondés, à deux emplacements	63 800 000	n. d.
Dyno	Résidus en surface	600 000	n. d.
Gunnar	Résidus en surface	4 400 000	n. d.
Key Lake	Installation de gestion des résidus en surface	3 579 781 [2]	indiquée au tableau D.10
Lacnor	Résidus en surface	2 700 000	n. d.
Lorado	Résidus en surface	360 000	n. d.
Madawaska	Résidus en surface à deux emplacements	4 000 000	n. d.
Milliken	Zone de gestion des résidus	150 000	n. d.
Nordic	Résidus en surface	12 000 000	n. d.
Panel	Résidus en surface, inondés	16 000 000	n. d.
Port Radium	Résidus en surface à quatre emplacements	907 000	n. d.
Pronto	Résidus en surface	2 100 000	n. d.
Quirke 1 et 2	Résidus en surface, inondés	46 000 000	n. d.
Rabbit Lake	Installation de gestion des résidus en surface	6 500 000	indiquée au tableau D.10
Rayrock	Résidus en surface - piles de résidus nord et sud	71 000	n. d.
Spanish American	Résidus en surface, inondés	450 000	n. d.
Stanleigh	Résidus en surface, inondés	19 953 000	n. d.
Stanrock/Can-Met	Résidus en surface	5 750 000	n. d.

Remarque : n. d. signifie « non disponible »

[1] Le volume de résidus ne comprend pas les 4 300 000 tonnes de résidus qui ont été utilisées comme remblai.

[2] Basé sur les rapports de production mensuels entre 1983 et 1996. En 1996, on a déplacé le stockage des résidus à l’installation de gestion des résidus Deilmann.

La figure D.9 ci-dessous présente la masse des résidus d’uranium et des stériles stockés aux sites inactifs et déclassés de gestion des résidus au Canada (au 31 décembre 2019), conformément à l’inventaire du tableau D.11.

Figure D.9 : Masse des résidus d’uranium et des stériles stockés aux sites inactifs et déclassés de gestion des résidus au Canada (au 31 décembre 2019)

D.1.5 Installations nucléaires en cours de déclassement au Canada

Le tableau D.12 ci-dessous dresse la liste des installations nucléaires en cours de déclassement au Canada, avec indication de l’état d’avancement des activités de déclassement à ces installations.

Tableau D.12 : Installations nucléaires en cours de déclassement au Canada

Installation	État d’avancement du déclassement
Laboratoires de Chalk River	Un certain nombre d’installations nucléaires des LCR sont à différents stades de déclassement. Les installations dédiées aux isotopes (réacteurs MAPLE [Multipurpose Applied Physics Lattice Experiment] et nouvelle installation de traitement) restent dans un état d’arrêt prolongé. Le réacteur NRU a été arrêté définitivement en mars 2018, puis il a été déchargé de son combustible et le coeur vidé de son eau. Il demeure en état d’arrêt et progresse pour atteindre des conditions de stockage sous surveillance. Le réacteur national de recherche expérimental (NRX) et son système d’entreposage des déchets radioactifs demeurent en état de stockage sous surveillance. Quelques autres installations ont été récemment transférées pour faciliter le déclassement, telles que l’installation de fabrication de combustible nucléaire et l’installation de tritium. Les bâtiments auxiliaires du réacteur NRX, les piscines de stockage du combustible, le laboratoire de récupération du plutonium, la tour de plutonium, l’évaporateur des eaux usées et le réservoir de stockage de l’eau filtrée sont à différents stades de déclassement actif.
Installation de gestion des déchets de Douglas Point	Le réacteur de Douglas Point est en état de stockage sous surveillance. Dans cet état, les installations sont surveillées et entretenues afin de permettre la désintégration radioactive.
Installation de gestion des déchets de Gentilly-1	Le réacteur de Gentilly-1 est en état de stockage sous surveillance.
Centrale nucléaire de Gentilly-2	La centrale de Gentilly-2 a été arrêtée de façon permanente en décembre 2012. Depuis lors, de nombreuses activités ont eu lieu pour préparer la phase de stockage sous surveillance, notamment le déchargement complet du combustible du cœur du réacteur, la vidange des circuits d’eau légère, la vidange des circuits d’eau lourde, le transfert des huiles de certains systèmes internes et le transfert des résines usées des systèmes internes. Le plan initial devait être de placer la centrale en état de stockage à sec (tout le combustible usé hors de la piscine de stockage) au 31 décembre 2020; cependant, ces plans pourraient être retardés en raison de la pandémie de COVID-19.
Site de la mine Gunnar	Depuis la délivrance de son permis, le SRC a commencé les travaux de remise en état du site de la mine Gunnar, qui comprenaient l’aménagement de zones d’emprunt et de routes de transport, ainsi que le regroupement, le reclassement et le recouvrement des résidus dans les zones principales et centrales de résidus de Gunnar. Pour 2020, le SRC prévoit commencer les travaux sur les autres aspects du nettoyage, qui comprennent la construction de sites d’enfouissement et le regroupement des déchets (tant les déchets radioactifs que les déchets dangereux). En outre, les travaux de nettoyage des résidus situés dans la baie de Langley devraient également commencer en 2020.
Centrale nucléaire de démonstration	Le réacteur NPD est en état de stockage sous surveillance. Dans cet état, les installations sont surveillées et entretenues afin de permettre la désintégration radioactive.
SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council	L’installation du réacteur SLOWPOKE-2 du SRC est en cours de déclassement après 38 années d’exploitation. L’état final visé pour le déclassement du réacteur permettra utilisation sans restriction du bâtiment. Le projet de déclassement est presque achevé et le titulaire de permis devrait demander un permis d’abandon pour le site au cours de 2020.
Laboratoires de Whiteshell	Les Laboratoires de Whiteshell sont constitués de nombreuses installations individuelles. Un certain nombre de ces installations sont en cours de déclassement actif, tandis que d’autres restent en stockage sous surveillance. Par exemple, tous les systèmes et composants du réacteur de démonstration SLOWPOKE ont été retirés, à l’exception du revêtement et de la couverture de la piscine. Le principal bâtiment de recherche (bâtiment 300) est en cours de déclassement et de démolition de manière progressive. Le réacteur WR-1 est actuellement en état de stockage sous surveillance.

Pour de plus amples renseignements sur l’état d’avancement du déclassement de chacune des installations énumérées au tableau D.12, se reporter à l’annexe 8.

Section E – Dispositif législatif et réglementaire

E.1 Mesures d’application (article 18)

Cette section se rapporte aux obligations énoncées à l’article 18 de la Convention commune.

Selon l’article 9 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a pour mission :

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

E.2 Cadre législatif et réglementaire (article 19)

Cette section se rapporte aux obligations énoncées à l’article 19 de la Convention commune.

E.2.1 Établissement du cadre législatif et réglementaire canadien

Les lois suivantes sont utilisées pour réglementer et superviser le secteur nucléaire au Canada, ce qui comprend la gestion des déchets radioactifs et du combustible usé : la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), la Loi sur l’énergie nucléaire (LEN), la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN) et la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (LRIN). Le secteur nucléaire est également assujetti à la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI), à la Loi canadienne sur la protection de l’environnement (LCPE) et à la Loi sur les pêches. La LSRN est la loi principale traitant de la sûreté. Au Canada, une loi est votée par le Parlement.

Plusieurs ministères du gouvernement du Canada participent à l’administration de ces lois fédérales. Lorsque plusieurs organismes de réglementation sont en cause, la CCSN veille à l’établissement de groupes conjoints en vue de la coordination et de l’optimisation de l’effort de réglementation.

Le secteur nucléaire est également assujetti aux lois et règlements provinciaux en vigueur dans les provinces et les territoires où des activités liées au nucléaire prennent place. En cas de chevauchement des compétences et des responsabilités, la CCSN dirige les efforts visant à harmoniser les activités d’application de la réglementation, y compris par l’entremise de groupes de réglementation conjoints auxquels participent les organismes de réglementation provinciaux et territoriaux.

E.2.1.1 Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

La LSRN a été adoptée par le Parlement le 20 mars 1997 et est entrée en vigueur le 31 mai 2000, remplaçant ainsi la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique. Cette loi représente la première révision majeure du régime de réglementation nucléaire du Canada depuis la création de la Commission de contrôle de l’énergie atomique en 1946. La LSRN établit les pouvoirs législatifs pour tous les développements dans le secteur nucléaire, dont les normes de santé et de sécurité pour les travailleurs du secteur nucléaire, les mesures de protection de l’environnement, la sécurité relative aux installations nucléaires et la participation du public au processus d’autorisation. La LSRN peut être consultée en ligne à lois.justice.gc.ca.

Dans la LSRN, la CCSN est établie en tant qu’organisme de réglementation indépendant et responsable de la réglementation de l’utilisation des matières nucléaires au Canada et du cycle du combustible nucléaire. La LSRN énonce le mandat, les responsabilités et les pouvoirs de la CCSN. Elle autorise la CCSN à réglementer le développement, la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire ainsi que la production, la possession et l’utilisation des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés au Canada. La LSRN confère à la CCSN le pouvoir de prendre des règlements (voir la section E.2.2.2 pour plus de détails).

En vertu de la LSRN, le mandat de la CCSN porte sur quatre éléments principaux :

• réglementer le développement, la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire au Canada afin de préserver la santé et la sécurité et de protéger l’environnement
• réglementer la production, la possession, l’utilisation et le transport des substances nucléaires ainsi que la production, la possession et l’utilisation de l’équipement et des renseignements réglementés
• mettre en œuvre les mesures de contrôle international du développement, de la production, du transport et de l’utilisation de l’énergie et des substances nucléaires, y compris les mesures de non-prolifération des armes nucléaires et des explosifs nucléaires
• informer le public, sur les plans scientifique, technique ou réglementaire, au sujet des activités de la CCSN et des conséquences, pour la santé et la sécurité des personnes et de l’environnement, du développement, de la production, de la possession, du transport et de l’utilisation des substances nucléaires

La LSRN comprend des règlements stricts visant à protéger la santé et la sécurité de la population, notamment :

• des limites de dose de rayonnement conformes aux recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR)
• des règlements régissant le transport et l’emballage des substances nucléaires
• des exigences de sécurité accrues aux installations nucléaires, y compris les installations de stockage à sec du combustible usé et les installations de gestion des déchets radioactifs
• le pouvoir d’ordonner des mesures correctives en cas de situations dangereuses

E.2.1.2 Loi sur l’énergie nucléaire

La Loi sur l’énergie nucléaire (LEN) est entrée en vigueur en 2000, en même temps que la LSRN. La LEN est une révision de la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique (1946) et s’applique au développement et à l’utilisation de l’énergie nucléaire, les dispositions réglementaires de la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique en moins puisque celles-ci ont été transférées à la LSRN. On peut consulter la LEN en ligne à lois.justice.gc.ca.

En vertu de la LEN, le ministre désigné peut :

• effectuer ou faire effectuer des recherches scientifiques et techniques sur l’énergie nucléaire
• avec l’agrément du gouverneur en conseil, tirer parti de l’énergie nucléaire en l’exploitant lui-même ou en la faisant exploiter, et se préparer dans cette perspective
• avec l’agrément du gouverneur en conseil, procéder ou faire procéder à l’acquisition – par achat, location, réquisition ou expropriation – des substances nucléaires, des gisements, mines ou concessions de substances nucléaires, des brevets d’invention relatifs à l’énergie nucléaire, ainsi que des ouvrages et des biens destinés à la production d’énergie nucléaire, ou la préparation en vue de celle-ci, ainsi qu’aux recherches scientifiques et techniques la concernant
• avec l’agrément du gouverneur en conseil, céder, notamment par vente ou attribution de permis, les découvertes, inventions et perfectionnements en matière de procédés, d’appareillage ou d’équipement utilisés en relation avec l’énergie nucléaire et les brevets d’invention acquis aux termes de la présente loi, et percevoir les redevances, droits et autres paiements correspondants

E.2.1.3 Loi sur les déchets de combustible nucléaire

Trois services publics provinciaux producteurs d’énergie nucléaire – Ontario Power Generation (OPG), Hydro-Québec et la Société d’énergie du Nouveau-Brunswick (Énergie NB) – détiennent 98 % du combustible usé au Canada. Énergie atomique du Canada limitée (EACL) possède la majeure partie du reste. Après une évaluation environnementale – qui s’est étendue sur toute une décennie et qui a pris fin en 1998 – du concept de dépôt géologique en profondeur (DGP) pour stocker le combustible usé, il est apparu clair que le gouvernement du Canada devait mettre en place un mécanisme pour assurer l’élaboration et l’exécution d’une approche de gestion à long terme du combustible usé canadien. Étant donné le volume relativement restreint de combustible usé au Canada, il a été déterminé qu’une solution nationale servirait au mieux les intérêts des Canadiens.

Aussi, le 15 novembre 2002, le Parlement a adopté la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN), qui rend clairement les propriétaires du combustible usé responsables de la mise en place de solutions de gestion à long terme des déchets. Cette loi impose aux sociétés du secteur de l’énergie nucléaire de créer une organisation de gestion des déchets à titre d’entité juridique propre chargée d’entreprendre toutes les activités de gestion à long terme du combustible usé. Elle contraint également les propriétaires des déchets à constituer des fonds en fiducie auprès d’établissements financiers indépendants en vue de financer leurs responsabilités de gestion à long terme des déchets. Par l’entremise de la société de gestion des déchets, les propriétaires de combustible usé sont tenus de mener une étude sur les approches proposées en vue de la gestion à long terme des déchets, de soumettre cette dernière au gouvernement du Canada et de recommander la solution à retenir. La LDCN impose que cette analyse comprenne de vastes consultations publiques, y compris auprès des peuples autochtones, et prenne en compte les considérations sociales et éthiques.

La LDCN chargeait le gouvernement du Canada de prendre connaissance de l’étude menée par la société de gestion des déchets, de choisir une option de gestion à long terme parmi les solutions proposées et d’assurer la supervision de sa mise en œuvre. On peut consulter la LDCN en ligne à lois.justice.gc.ca.

Après son entrée en vigueur, la LDCN a exigé des sociétés d’énergie nucléaire qu’elles créent la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) et les fonds en fiducie nécessaires au financement des activités de gestion à long terme des déchets. Après des études poussées et une consultation publique, la SGDN a présenté son étude des options au gouvernement du Canada le 3 novembre 2005. La SGDN a proposé quatre options, dont celles énumérées dans la LDCN :

• entreposage à long terme aux sites des réacteurs
• entreposage centralisé souterrain ou à faible profondeur
• stockage définitif dans des couches géologiques profondes
• méthode de la gestion adaptative progressive (GAP), qui combine les trois options précédentes à l’intérieur d’un processus décisionnel de gestion souple et adaptatif

Le gouvernement du Canada a annoncé le 14 juin 2007 qu’il retenait la GAP comme approche pour la gestion à long terme du combustible usé. La méthode de la GAP part du principe selon lequel ceux qui bénéficient de l’énergie nucléaire produite aujourd’hui doivent faire en sorte de gérer les déchets de manière responsable et sans imposer un fardeau indu aux générations futures. L’approche est aussi suffisamment souple pour s’adapter aux changements sociaux et aux développements technologiques. La SGDN est tenue d’appliquer la décision du gouvernement en conformité avec la LDCN au moyen du financement fourni par les sociétés du secteur de l’énergie nucléaire.

Au cours des dernières années, des décisions clés du gouvernement ont contribué à l’avancement du projet de la GAP. En avril 2009, le ministre des Ressources naturelles a approuvé la formule de financement qui prévoit la mise en fiducie de fonds suffisants pour payer le coût du cycle de vie complet de cette méthode. Le 14 août 2009, le ministre des Ressources naturelles a signé un protocole d’entente avec la SGDN au sujet de la mobilisation des peuples autochtones. Le protocole d’entente précise les rôles et les responsabilités de la Couronne et de la SGDN à l’égard de toute obligation relative aux consultations avec les peuples autochtones au sujet de ce projet et relativement à la LDCN.

Depuis le début de 2010, la SGDN va de l’avant avec son processus de sélection de l’emplacement afin de déterminer un site sûr, sécuritaire et adapté à un dépôt géologique en profondeur pour la gestion du combustible usé dans une collectivité informée et consentante. Un certain nombre de collectivités se sont informées au sujet du projet et elles explorent leur intérêt avec la SGDN. En mars 2020, Ignace dans le nord-ouest de l’Ontario et South Bruce dans le sud de l’Ontario étaient toujours considérées comme des régions d’accueil potentielles pour le projet. La SGDN prévoit déterminer un seul site privilégié d’ici 2023 (voir la section K.2.4 pour plus de détails).

E.2.1.4 Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire

La LRIN est entrée en vigueur le 1^er janvier 2017, en remplacement de la Loi sur la responsabilité nucléaire. La LRIN établit un régime juridique applicable dans l’éventualité d’un accident nucléaire au Canada entraînant une responsabilité civile. La LRIN est administrée par Ressources naturelles Canada, qui est également responsable de l’orientation politique. On peut consulter la LRIN en ligne à lois.justice.gc.ca.

En vertu de la LRIN, l’exploitant d’une installation nucléaire porte toute la responsabilité des dommages nucléaires. Depuis le 1^er janvier 2020, l’exploitant est responsable des dommages jusqu’à concurrence d’un milliard de dollars. Selon les termes de la LRIN, au moins la moitié de ce montant doit être assumée au moyen de contrats d’assurance. D’autres ententes de financement peuvent s’ajouter aux assurances sous réserve de l’approbation du ministre. La LRIN prévoit également la constitution d’un tribunal d’indemnisation en matière nucléaire pour les cas d’accidents nucléaires graves. Le tribunal examinera les cas de demandes d’indemnisation jugés d’intérêt public par le gouvernement du Canada, compte tenu de l’étendue et des coûts estimés des dommages.

Voici d’autres caractéristiques de la LRIN :

• élargissement des catégories d’indemnisation pour les dommages à l’environnement, les pertes économiques et les coûts associés aux mesures de prévention
• délai de prescription plus long pour la soumission de demandes d’indemnisation à la suite de blessures corporelles (30 ans plutôt que les 10 ans actuels)
• processus d’établissement d’un tribunal quasi judiciaire qui remplacera l’appareil judiciaire, s’il y a lieu, afin d’accélérer le paiement des demandes d’indemnisation et d’offrir un forum efficient et équitable

La LRIN permet également au Canada de mettre en œuvre la Convention sur la réparation complémentaire des dommages nucléaires, un traité international établi sous l’égide de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), qui prévoit un régime de responsabilité et d’indemnisation pour traiter les dommages, y compris ceux découlant d’incidents transfrontières et de transport. Le Canada a remis les documents ratifiés de la Convention le 6 juin 2017.

E.2.1.5 Loi sur l’évaluation d’impact

La LEI et ses règlements d’application établissent le fondement législatif de la pratique fédérale en matière d’évaluation environnementale dans la plupart des régions du Canada. On peut consulter la LEI en ligne à lois.justice.gc.ca. L’évaluation d’impact est un outil de planification et de décision utilisé pour évaluer les effets positifs et négatifs des projets proposés sur l’environnement, l’économie, la santé et la société, ainsi que les répercussions sur les groupes autochtones et sur les droits des peuples autochtones.

La LEI a pour objet :

• de favoriser la durabilité et de veiller au respect des engagements du gouvernement relativement aux droits des peuples autochtones
• d’inclure les éléments environnementaux, sociaux, sanitaires et économiques dans la portée des évaluations
• de mettre en place un processus d’évaluation d’impact équitable, prévisible et efficace qui accroît la compétitivité du Canada et encourage l’innovation
• de tenir compte des effets tant positifs que négatifs
• d’envisager la participation inclusive et significative du public dès les étapes préliminaires
• de promouvoir des partenariats de nation à nation, entre la Couronne et les Inuits, et de gouvernement à gouvernement avec les peuples autochtones
• de veiller à ce que les décisions prises soient fondées sur la science, les connaissances autochtones ainsi que d’autres données probantes
• d’évaluer les effets cumulatifs dans une région

L’Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC) dirige la réalisation d’évaluations d’impact pour tous les projets désignés assujettis à ces lois et règlements et collabore avec la CCSN pour examiner les projets qui sont assujettis aux règlements pris en vertu de la LSRN. Les projets nucléaires qui doivent être évalués en vertu de la LEI font l’objet d’une évaluation d’impact intégrée réalisée par une commission d’examen. Une évaluation d’impact intégrée signifie le recours à un seul processus d’évaluation visant à respecter les exigences de la LEI et de la LSRN dans l’esprit du principe « un projet, une évaluation ».

Les projets dont l’évaluation environnementale a déjà été lancée en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) (LCEE 2012) se poursuivront selon leurs processus actuels, conformément à la disposition transitoire (article 182) de la LEI. C’est le cas des évaluations environnementales liées au projet d’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC), du projet de fermeture de la centrale nucléaire de démonstration (NPD) et du déclassement in situ du réacteur Whiteshell-1, qui sont toutes menées par la CCSN. Pour ces projets, la CCSN doit gérer le processus d’évaluation environnementale, y compris veiller à ce qu’un rapport d’évaluation environnementale soit préparé. En pratique, il est possible de déléguer au promoteur d’un projet la responsabilité de réaliser les études techniques pour l’évaluation environnementale ou d’assurer la mise en œuvre des mesures d’atténuation ou d’un programme de suivi. Cependant, la Commission de la CCSN est l’autorité fédérale qui décide si un projet est susceptible d’entraîner des effets négatifs importants sur l’environnement.

E.2.1.6 Loi canadienne sur la protection de l’environnement

L’objectif premier de la LCPE est de contribuer au développement durable au moyen de la prévention de la pollution. Elle constitue le fondement juridique sur lequel repose un éventail de programmes fédéraux de protection de l’environnement et de la santé, y compris :

• l’évaluation et la gestion des risques liés aux produits chimiques, aux polymères et aux organismes vivants
• les programmes relatifs à la pollution de l’air et de l’eau, aux déchets dangereux, aux polluants atmosphériques et aux émissions de gaz à effet de serre
• l’immersion de déchets en mer
• les urgences environnementales

E.2.1.7 Loi sur les pêches

La Loi sur les pêches est devenue l’une des premières lois du Canada en 1868. Reconnaissant que des pêches saines et productives nécessitent un habitat sain pour le poisson, des dispositions relatives à la protection de l’habitat et à la prévention de la pollution y ont été ajoutées dans les années 1970. En 2012, des modifications furent faites pour se concentrer sur la protection des poissons et habitats qui étaient visés par une pêche commerciale, récréative ou autochtone, ou dont dépendait une telle pêche, ainsi que pour simplifier le processus réglementaire. En 2019, des modifications ont été apportées à la Loi sur les pêches afin de fournir un cadre pour la conservation et la protection du poisson et de son habitat :

• en assurant la protection des poissons et de leur habitat, et en intégrant des outils pour y parvenir
• en fournissant une certitude à l’industrie, aux parties intéressées et aux groupes autochtones
• en favorisant la durabilité à long terme des ressources aquatiques

E.2.2 Exigences et règlements nationaux en matière de sûreté

Afin de réglementer en toute sûreté un secteur nucléaire en évolution, la CCSN maintient un cadre de réglementation flexible et efficace. La figure E.1 décrit les principaux éléments du cadre de réglementation du secteur nucléaire du Canada. Ce cadre se compose des lois adoptées par le Parlement du Canada qui régissent la réglementation du secteur nucléaire canadien et des règlements, permis et documents que la CCSN utilise pour le réglementer.

Figure E.1 : Éléments du cadre de réglementation du secteur nucléaire du Canada

Comme le montre la figure E.2, le cadre de réglementation de la CCSN s’applique à tout le secteur nucléaire, y compris (mais sans s’y limiter) :

• les centrales nucléaires
• les réacteurs non producteurs de puissance, y compris les réacteurs de recherche
• les substances nucléaires et appareils à rayonnement utilisés dans l’industrie, en médecine et en recherche
• le cycle du combustible nucléaire, de l’extraction de l’uranium jusqu’à la gestion des déchets
• l’importation et l’exportation de substances, d’équipement et de technologies nucléaires contrôlés et à double usage auxquels des risques de prolifération sont associés

Figure E.2 : Industries nucléaires réglementées par la CCSN

E.2.2.1 Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

Veuillez consulter la section E.2.1.1.

E.2.2.2 Règlements édictés en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

On peut considérer un règlement, souvent appelé « mesure législative subordonnée » ou « législation par délégation », comme la composante opérationnelle d’une loi, traitant généralement de thèmes comme le sens entendu par certains termes utilisés dans une loi, les procédures et processus qu’il faut appliquer ou les normes qu’il faut respecter afin de se conformer à une loi. Les règlements ne sont pas établis par le Parlement, mais plutôt par une instance à qui le Parlement a délégué le pouvoir de les édicter. La Commission détient le pouvoir, en vertu de la LSRN, d’édicter, avec l’approbation du gouverneur en conseil, des règlements pour ce qui touche à son mandat.

En vertu de la LSRN, la Commission a mis en œuvre des règlements et des règlements administratifs, avec l’approbation du gouverneur en conseil. Les règlements établissent des exigences pour tous les types de demandes de permis et d’obligations et indiquent certaines exemptions de permis. Les règlements administratifs régissent la gestion et la conduite des affaires de la Commission.

Voici les règlements qui ont été pris en vertu de la LSRN :

• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires

  Le RGSRN prévoit des directives générales portant sur les demandes de permis et les renouvellements de permis, les exemptions, les obligations des titulaires de permis, les installations nucléaires, l’équipement et les renseignements réglementés, la contamination, la tenue de dossiers et les inspections. Ce règlement s’applique à toutes les installations nucléaires et à tous les demandeurs et titulaires de permis de la CCSN.

  La CCSN examine comment le RGSRN pourrait être modifié en fonction des pratiques exemplaires pour la protection des matières nucléaires, assurant ainsi l’efficacité continue de la surveillance des matières nucléaires au Canada et de l’établissement de rapports à ce sujet. La publication préalable de ce règlement dans la Partie I de la Gazette du Canada est prévue pour 2020.

• Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires

  Le RSAP précise la liste des violations visées par des sanctions administratives pécuniaires en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le mode de calcul et les critères pour la détermination du montant des sanctions ainsi que le mode de signification des procès-verbaux. Ce règlement s’applique à toutes les personnes assujetties à la LSRN. La dernière modification du RSAP a eu lieu le 22 septembre 2017.

• Règlement sur la radioprotection

  Le RRP définit le principe ALARA (niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre) et les exigences relatives aux limites de dose de rayonnement, aux seuils d’intervention ainsi qu’à l’étiquetage, à l’affichage et à la production de rapports. Le règlement s’applique à toutes les installations nucléaires et à tous les demandeurs et titulaires de permis de la CCSN.

  Le personnel de la CCSN évalue les programmes de radioprotection des titulaires de permis pour s’assurer qu’ils répondent aux exigences du RRP. Les programmes de radioprotection sont évalués à certains moments du cycle de vie d’une installation nucléaire ou d’une activité réglementée : lors de la demande initiale (construction, exploitation et déclassement) et au moment du renouvellement ou de la modification du permis. Le programme de radioprotection fait partie du fondement d’autorisation de l’installation nucléaire ou de l’activité réglementée.

  Le RRP actuel, qui a été adopté en 2000, se fonde sur l’orientation de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) et de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA). La CCSN est déterminée à s’assurer que ses normes de radioprotection sont à jour afin de protéger les travailleurs, le public canadien et l’environnement. Dans cette optique, elle a procédé à l’examen du RRP afin de s’assurer qu’il reste bien conforme à l’évolution des normes internationales, de préciser les exigences, d’actualiser et de préciser les exigences existantes en matière de radioprotection lors d’une situation d’urgence et de corriger les lacunes identifiées depuis l’entrée en vigueur du Règlement.

  La CCSN a sollicité, au moyen d’un document de travail (DIS-13-01, « Modifications proposées au Règlement sur la radioprotection »), les commentaires des parties intéressées et des membres du public au sujet des propositions visant à modifier le RRP en 2013.

  Pour donner suite aux recommandations du rapport du Groupe de travail de la CCSN sur Fukushima, le RRP a été modifié en septembre 2017 afin d’expliquer plus en détail les exigences relatives à la gestion des risques radiologiques lors d’une situation d’urgence. La CCSN continue de mettre de l’avant la plupart des modifications proposées pour harmoniser le RRP, tel qu’il est décrit dans le Rapport sur ce que nous avons entendu pour le document DIS-13-01. Le projet de règlement a fait l’objet d’une publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada le 15 juin 2019. La CCSN tiendra compte de tous les commentaires reçus pendant cette consultation avant d’établir la version finale des modifications proposées et de la soumettre à la Commission de la CCSN et au gouverneur en conseil pour examen. La publication du règlement est prévue pour l’exercice financier 2020-2021.

  La dernière modification du RRP a eu lieu le 22 septembre 2017.

• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I

  Le RINCI énonce les exigences relatives aux demandes de permis de préparation de l’emplacement, à l’accréditation du personnel, à la tenue de dossiers et aux échéanciers pour les examens réglementaires. Ce règlement s’applique aux installations nucléaires de catégorie 1A et de catégorie 1B, y compris aux réacteurs nucléaires, aux grands accélérateurs de particules, aux installations de traitement nucléaire, aux usines de fabrication du combustible et aux installations de gestion des déchets. La dernière modification du RINCI a eu lieu le 22 septembre 2017.

• Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II

  Le RINERCII prévoit les exigences pour les demandes de permis, l’homologation de l’équipement réglementé, la radioprotection et la tenue de dossiers. Ce règlement s’applique aux demandeurs et aux titulaires de permis d’installations nucléaires et d’équipement réglementé de catégorie II.

  Ce règlement fait actuellement l’objet d’un examen et des activités de consultation préliminaire sont prévues au cours de l’exercice financier 2020-2021.

• Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium

  Le RMUCU prévoit les exigences pour la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon des mines et des usines de concentration d’uranium, y compris les obligations des titulaires de permis en ce qui concerne les procédures d’exploitation, les codes de pratique, les systèmes de ventilation, l’utilisation de respirateurs, la protection contre le rayonnement gamma et la tenue de dossiers. Le RMUCU fixe aussi les délais pour les examens réglementaires. Ce règlement s’applique aux demandeurs et titulaires de permis de mines et d’usines de concentration d’uranium.

  La dernière modification du RMUCU a eu lieu le 22 septembre 2017.

• Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement

  Le RSNAR prévoit les exigences pour l’autorisation et l’homologation de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement, l’utilisation d’appareils à rayonnement et la tenue de dossiers. Ce règlement s’applique à toutes les substances nucléaires, à toutes les sources scellées, à tous les appareils à rayonnement ainsi qu’à tous les demandeurs et titulaires de permis.

  Les travaux préparatoires visant à mettre à jour ce règlement ont commencé en octobre 2019, et la consultation dans la Partie I de la Gazette du Canada devrait avoir lieu au cours de l’exercice 2021-2022.

• Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015)

  Le RETSN 2015 prévoit les exigences en ce qui concerne les permis de transport, le transport de substances nucléaires, la tenue de dossiers de même que la conception et l’homologation des colis, des matières radioactives sous forme spéciale et d’autres équipements réglementés. Ce règlement s’applique à toutes les personnes transportant ou offrant un service de transport des substances nucléaires, y compris les installations nucléaires et tous les demandeurs et titulaires de permis de la CCSN.

  Pour l’application du présent règlement, le RETSN 2015 de la CCSN incorpore par renvoi l’édition 2012 du Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA). L’édition de 2018 du Règlement de transport des matières radioactives a été publiée par l’AIEA et est entrée en vigueur le 1^er juillet 2020.

• Règlement sur la sécurité nucléaire

  La Partie I du RSN définit les exigences relatives aux renseignements sur la sécurité et les obligations générales pour soumettre une demande. Elle comprend aussi de l’information sur les exigences de sécurité pour les sites à sécurité élevée. La Partie II précise les exigences relatives à la sécurité concernant l’autorisation et l’exploitation d’installations à faible risque. Ce règlement s’applique à tout demandeur ou titulaire d’un permis de la CCSN en regard des substances nucléaires de catégories I, II et III et des sites à sécurité élevée.

  La CCSN a commencé son examen du Règlement sur la sécurité nucléaire. La dernière grande révision remonte à 2006. Depuis, l’expérience en exploitation et les progrès technologiques ont évolué et nous devons suivre l’évolution des recommandations, orientations et pratiques exemplaires internationales. La CCSN a organisé des ateliers et les a présentés aux parties intéressées, et elle a tenu compte de leurs commentaires pendant l’élaboration du projet de règlement en vue de sa publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada, prévue pour 2020, avant de mettre la dernière touche au projet et de le soumettre à l’examen de la Commission de la CCSN et du gouverneur en conseil.

• Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire

  Le RCIENPN prévoit les exigences pour une demande de permis d’importation ou d’exportation de substances nucléaires contrôlées, d’équipement nucléaire contrôlé ou de renseignements nucléaires contrôlés, en plus des exemptions de permis dont jouissent certaines activités d’importation et d’exportation. Ce règlement s’applique à tout demandeur ou titulaire de permis de la CCSN relativement aux activités d’importation et d’exportation.

  Les modifications liées aux garanties qu’il faut apporter à ce règlement sont en cours d’élaboration. La consultation dans la Partie I de la Gazette du Canada est prévue pour l’exercice 2020-2021.

• Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

  Ce règlement établit les droits réglementaires relatifs à la fourniture d’information, de produits et de services et prévoit la méthode de calcul des droits qui peuvent être facturés pour la délivrance d’un permis ou d’une catégorie de permis. Le règlement s’applique à toutes les installations nucléaires et à tous les demandeurs et titulaires de permis de la CCSN.

  Une analyse de la politique est en cours afin d’examiner ce règlement et de définir les modifications qui pourraient y être apportées. Une consultation préalable est prévue en 2020-2021.

• Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

  Les règles de procédure définissent les procédures relatives à la tenue des audiences publiques de la CCSN et aux possibilités d’être entendu. Elles s’appliquent à la CCSN.

• Règlement administratif de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

  Le règlement administratif définit et concerne la gestion et la conduite des affaires de la Commission, ses réunions et ses formations, et s’applique également aux procédures à suivre au cours des séances autres que celles prescrites dans les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

E.2.2.3 Documents d’orientation et d’application de la réglementation

La LSRN et ses règlements d’application énoncent les exigences tandis que les documents d’application de la réglementation servent de base pour l’orientation, les attentes et les décisions en matière de réglementation. La CCSN élabore des documents d’application de la réglementation en vertu des alinéas 9b) et 21(1)e) de la LSRN. Les documents d’application de la réglementation sont un élément clé du cadre de réglementation de la CCSN pour les activités nucléaires au Canada. Ils expliquent aux demandeurs et aux titulaires de permis ce qu’ils doivent accomplir pour se conformer aux exigences établies dans la LSRN ainsi qu’aux règlements pris en vertu de la LSRN.

Les documents d’application de la réglementation comprennent généralement deux types d’information : les exigences et l’orientation. Lorsqu’elles sont incorporées dans le fondement d’autorisation, les exigences deviennent obligatoires et doivent être respectées par tout titulaire de permis qui souhaite obtenir (ou conserver) un permis ou un certificat l’autorisant à utiliser des substances nucléaires ou à exploiter une installation nucléaire. L’orientation fournit des directives aux demandeurs et aux titulaires de permis sur la façon de répondre aux exigences. L’orientation fournit également plus d’information sur les méthodes utilisées par le personnel de la CCSN pour évaluer des problèmes précis ou des données pendant l’examen d’une demande de permis. Les titulaires de permis doivent examiner l’orientation et en tenir compte. S’ils n’appliquent pas cette orientation, ils devraient expliquer comment la méthode de rechange qu’ils ont choisie répond tout autant aux exigences réglementaires.

Chaque document d’application de la réglementation vise à informer objectivement les parties intéressées, notamment les demandeurs et les titulaires de permis, les groupes de défense de l’intérêt public et les membres du public, sur un sujet particulier qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire afin de favoriser une interprétation et une application uniformes des exigences réglementaires. Des renseignements supplémentaires sur le programme des documents d’application de la réglementation de la CCSN sont disponibles en ligne à l’adresse suretenucleaire.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents.

Comme le mentionne le document d’application de la réglementation REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de la réglementation, la CCSN maintient un cadre de réglementation efficace et simplifié en faisant un usage approprié des normes de l’industrie et des normes internationales, dont celles de l’AIEA. Le Canada a activement aidé l’AIEA à élaborer des normes en matière de sûreté nucléaire et à créer des documents techniques qui précisent des exigences techniques et des pratiques exemplaires spécifiques pour la gestion des déchets radioactifs et le déclassement. Les normes du Groupe CSA représentent également une part importante du cadre de réglementation de la CCSN et viennent compléter les documents d’application de la réglementation.

La CCSN tient à jour un plan de travail quinquennal pour le cadre de réglementation, plan qu’elle actualise chaque année. Le personnel de la CCSN réorganise actuellement les documents d’application de la réglementation selon les catégories suivantes :

• installations et activités réglementées
• domaines de sûreté et de réglementation
• autres domaines de réglementation

La liste complète des documents d’application de la réglementation est disponible à l’adresse suretenucleaire.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents/index. L’annexe 1 comprend une liste des documents d’application de la réglementation de la CCSN publiés depuis la sixième réunion d’examen.

Les documents d’application de la réglementation de la CCSN relatifs à la gestion des déchets radioactifs et au déclassement sont les suivants :

• REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada – La CCSN a publié ce document en décembre 2018. Il fournit des renseignements sur le cadre adopté en matière de gestion des déchets radioactifs et de déclassement au Canada, décrit la philosophie qui sous-tend l’approche de la CCSN en matière de réglementation de la gestion des déchets radioactifs et du déclassement des installations et explique les principes dont la CCSN tient compte lorsqu’elle prend des décisions réglementaires.
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome II : Gestion des stériles des mines d’uranium et des résidus des usines de concentration d’uranium – La CCSN a publié ce document d’application de la réglementation en novembre 2018. Il remplace les documents RD/GD-370, Gestion des stériles des mines d’uranium et des résidus des usines de concentration d’uranium, et P-290, Gestion des déchets radioactifs. Ce document précise les exigences de la CCSN relativement à la saine gestion des stériles des mines d’uranium et des résidus d’usines de concentration d’uranium qui découlent des activités de préparation de l’emplacement, de construction, d’exploitation d’une nouvelle mine ou usine de concentration d’uranium ou de nouvelles installations de gestion des déchets aux sites des mines et usines de concentration d’uranium existantes au Canada, et de leur déclassement, dans le but de protéger l’environnement et de préserver la santé et la sécurité des personnes.
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs – La CCSN a publié ce document d’application de la réglementation en mai 2018. Il vise à aider les personnes qui font une première demande de permis et les titulaires de permis qui souhaitent le renouveler à évaluer la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs. Ce document sera remplacé par le REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour le stockage définitif des déchets radioactifs, version 2. Bien qu’il ait été initialement prévu de publier le document au début de l’année 2020, les demandes d’activités de consultation supplémentaires (entreprises au début de l’année 2020) suscitées par le grand intérêt du public ont eu pour effet de repousser à plus tard dans le courant de l’année la date de publication prévue.
• Guide d’application de la réglementation G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées – La CCSN a publié ce guide d’application de la réglementation en juin 2000. Il fournit de l’orientation pour la préparation de plans de déclassement applicables aux activités autorisées par la CCSN au Canada. Il présente également la base de calcul des garanties financières dont il est question dans le guide d’application de la réglementation G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées, et sera remplacé par le document REGDOC-2.11.2, Déclassement. Bien qu’il ait été initialement prévu de publier le guide au début de 2020, les demandes d’activités de consultation supplémentaires (entreprises au début de l’année 2020) suscitées par le grand intérêt du public ont eu pour effet de repousser à plus tard dans le courant de l’année la date de publication prévue.
• Guide d’application de la réglementation G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées – La CCSN a publié ce guide d’application de la réglementation en juin 2000. Il fournit de l’orientation sur la mise en place et le maintien des mesures de financement applicables au déclassement des activités autorisées par la CCSN. Ce document sera remplacé par le document REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées. Bien qu’il ait été initialement prévu de publier le document au début de l’année 2020, les demandes d’activités de consultation supplémentaires (entreprises au début de l’année 2020) suscitées par le grand intérêt du public ont eu pour effet de repousser à plus tard dans le courant de l’année la date de publication prévue.

Le processus d’élaboration des documents d’application de la réglementation comprend cinq étapes importantes :

1. Analyser l’enjeu
2. Élaborer un projet de document aux fins de commentaires du public
3. Consulter les parties intéressées
4. Réviser le projet de document aux fins d’approbation par la Commission et de publication
5. Publier le document d’application de la réglementation

Le processus de consultation relatif aux projets de document se déroule en deux étapes :

1. Consultation – le projet de document est affiché sur le site Web de la CCSN. Le public, les titulaires de permis et les organisations intéressées sont invités à commenter le projet de document à l’intérieur d’une période définie.
2. Invitation à fournir une rétroaction sur les commentaires reçus – tous les commentaires reçus pendant la première période de consultation sont affichés sur le site Web de la CCSN. Toutes les parties intéressées ont alors la possibilité de consulter ces commentaires et de fournir une rétroaction supplémentaire.

E.2.3 Système d’autorisation exhaustif pour les activités de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

E.2.3.1 Vue d’ensemble du processus d’autorisation

Le CCSN entame le processus d’autorisation lorsqu’elle reçoit une demande de permis. Les Règles de procédure de la CCSN exigent que la demande soit déposée au Secrétariat de la Commission, avec les droits prescrits fixés dans le Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts.

Pour les grands projets de ressources, comme de nouvelles mines d’uranium ou des installations dotées de réacteur, le Bureau de gestion des grands projets (BGGP) de Ressources naturelles Canada coordonne les travaux de tous les ministères et organismes fédéraux qui jouent un rôle dans l’examen réglementaire du projet. Le BGGP a publié le Guide de préparation de la description d’un grand projet de ressources naturelles afin d’aider les demandeurs; d’autres renseignements sont accessibles sur le site Web du BGGP.

La demande de permis contient l’identité du demandeur, une description du projet et le calendrier proposé pour mener à terme le processus d’autorisation. Les demandeurs sont également encouragés à présenter un calendrier de dépôt des documents pour tous les renseignements requis.

L’article 3 du RGSRN énumère les renseignements que doivent comprendre toutes les demandes de permis. Par exemple, les demandes doivent traiter des aspects suivants :

• structure de gestion
• radioprotection
• sécurité
• gestion des déchets

Le personnel de la CCSN procède à l’évaluation technique des renseignements présentés par un demandeur afin de déterminer s’ils répondent aux exigences réglementaires de la LSRN et de ses règlements, aux exigences et attentes de la CCSN, aux normes nationales et internationales et aux obligations internationales pertinentes. L’évaluation de la CCSN tient compte des observations d’autres ministères et organismes fédéraux et provinciaux chargés de réglementer la santé et la sécurité, la protection de l’environnement, la préparation aux situations d’urgence et le transport de marchandises dangereuses.

Une fois terminée l’évaluation des renseignements du demandeur, le personnel de la CCSN fait des recommandations sur la demande de permis à la Commission ou à un fonctionnaire désigné. Chacune des décisions en matière de permis est fondée sur des renseignements qui démontrent que l’activité ou l’exploitation d’une installation donnée peut se dérouler de façon sécuritaire et que l’environnement est protégé.

Une demande de permis peut être visée par d’autres lois et règlements. Par exemple, une étude d’impact effectuée en vertu de la LEI peut être exigée pour les projets désignés régis par la LSRN et décrits dans le Règlement désignant les activités concrètes. On peut aussi choisir de procéder à un examen de la protection de l’environnement aux termes de la LSRN pour les projets qui ne sont pas décrits dans le Règlement désignant les activités concrètes. La section E.2.3.5.1 contient d’autres renseignements sur les examens environnementaux.

Lorsqu’elle délivre un permis, la CCSN mène des activités de vérification de la conformité pour s’assurer que le demandeur respecte les exigences de la LSRN, des règlements et des conditions de permis.

E.2.3.2 Processus d’autorisation pour les installations nucléaires de catégorie I

Le processus d’autorisation de la CCSN pour les installations nucléaires de catégorie I suit les étapes définies dans le RINCI, tout au long des diverses phases de leur cycle de vie. Le Règlement fait état des renseignements qu’il faut présenter pour soutenir une demande en vue de mener les activités suivantes :

• préparation d’un emplacement
• construction
• exploitation
• déclassement
• abandon

Si les renseignements demandés accompagnent les demandes de permis, la Commission peut, à sa discrétion, délivrer un permis qui comprend plusieurs activités (p. ex., un permis de préparation de l’emplacement et de construction, ou un permis de construction et d’exploitation). Il set possible de délivrer un seul permis qui couvre plusieurs installations qui peuvent être à différentes étapes dans leur cycle de vie respectif.

Le document d’application de la réglementation REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium contient des renseignements précis sur les demandes de permis pour chaque étape du cycle de vie d’une installation de catégorie I.

E.2.3.3 Processus d’autorisation pour les mines et usines de concentration d’uranium

Le RMUCU décrit les renseignements demandés pour appuyer une demande visant à effectuer les activités suivantes :

• préparation d’un emplacement et construction
• exploitation
• déclassement

Si les renseignements demandés accompagnent les demandes de permis, la Commission peut, à sa discrétion, délivrer un permis qui comprend plusieurs activités (p. ex., un permis pour préparer un emplacement, construire, exploiter et déclasser). Il est possible de délivrer un seul permis qui couvre plusieurs installations qui peuvent être à différentes étapes de leur cycle de vie respectif.

Le document d’application de la réglementation REGDOC-3.5.1, Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium contient des renseignements précis sur les demandes de permis pour chaque étape du cycle de vie d’une installation de catégorie I.

E.2.3.4 Participation des parties intéressées au processus d’autorisation

E.2.3.4.1 Mobilisation préalable à l’autorisation

La CCSN donne aux demandeurs la possibilité de participer aux activités préalables à la délivrance de permis afin de faciliter les discussions entre les parties intéressées, la CCSN et tout autre organisme gouvernemental concerné avant le dépôt d’une demande de permis. Ces échanges favorisent une meilleure compréhension des exigences réglementaires, du processus d’examen environnemental, du processus d’autorisation et des renseignements à inclure dans une demande de permis. Les activités préalables à la délivrance de permis ou de certificats ne servent qu’à orienter le processus d’autorisation ou d’homologation; elles ne mènent pas à la délivrance d’un permis ou d’un certificat en vertu de la LSRN et n’engagent d’aucune façon le pouvoir décisionnel de la Commission.

La mobilisation préalable à l’autorisation peut présenter différents degrés de complexité, allant de simples questions liées au processus jusqu’à des évaluations techniques permettant de fournir une rétroaction à un demandeur potentiel. L’examen par la CCSN de la conception de l’installation d’un fournisseur afin de cerner les problèmes et de déterminer les façons possibles de les éliminer constitue un exemple d’une évaluation technique préalable à l’autorisation.

De communiquer tôt avec la CCSN permet à la CCSN de bien planifier le processus de consultation des diverses parties intéressées, notamment les groupes autochtones. En outre, les demandeurs sont encouragés à présenter leur projet proposé dès que possible aux collectivités locales et aux peuples autochtones afin de pouvoir donner suite à leurs préoccupations et intérêts éventuels. Une participation dès le début des étapes de planification et de conception d’un projet peut être bénéfique pour toutes les parties concernées, car elle pourrait améliorer les relations, établir la confiance et favoriser la compréhension du projet proposé et de ses objectifs.

E.2.3.4.2 Participation publique au processus d’autorisation

La LSRN impose l’obligation juridique à la Commission de tenir des audiences publiques aux fins de l’exercice de son pouvoir d’autorisation. Les Règles de procédure de la CCSN permettent à la Commission de varier les exigences relatives aux audiences publiques pour s’assurer que la question est traitée de manière aussi informelle, rapide et équitable que le permettent les circonstances. La LSRN requiert également que les demandeurs, les titulaires de permis et quiconque nommé ou assujetti à un ordre, aient la possibilité d’être entendus. Les Règles de procédure de la CCSN énoncent les exigences pour ce qui est de la notification des audiences publiques et de la publication des décisions qui en résultent.

Toutes les séances de la Commission sont ouvertes au public. Ces séances permettent aux parties concernées et au public de se renseigner sur les installations et les projets nucléaires et leur donnent la possibilité d’être entendus devant la Commission. La Commission publie sur son site Web des avis d’audience et de réunion qu’elle envoie également à plus de 4 000 abonnés. En outre, suivant une étude au cas par cas, la Commission peut offrir un soutien financier au moyen de son Programme de financement des participants (PFP) dans le but d’aider les membres du public à assumer les coûts associés à leur participation à une audience ou à une réunion. Dans la plupart des cas, les avis affichés en ligne et envoyés aux abonnés comprennent également des renseignements sur la disponibilité d’une aide financière dans le cadre du PFP.

Les documents présentés en vue d’une audience ou d’une réunion publique peuvent être téléchargés à partir du site Web de la CCSN avant le début de la séance. La Commission publie un compte rendu de décision pour expliquer le fondement de ses décisions en matière d’autorisation. Elle publie également des procès-verbaux pour consigner les résultats de ses réunions. Par ailleurs, la Commission affiche la transcription complète de toutes les audiences publiques dans les jours suivant la tenue d’une audience ou d’une réunion – pratique exemplaire confirmée grâce à une analyse comparative. Le public peut consulter ces documents, ainsi que d’autres renseignements au sujet des audiences et décisions de la Commission, à l’adresse suretenucleaire.gc.ca/fra/the-commission/hearings/documents-browse.

Lors d’une audience publique, l’interprétation simultanée dans les deux langues officielles du Canada (anglais et français) est fournie. La CCSN produit et publie des transcriptions textuelles sur son site Web.

En plus de pouvoir assister à une audience en personne, le public peut également observer les séances de la Commission et y participer par d’autres moyens. La Commission diffuse des webémissions en direct de toutes les audiences publiques sur son site Web externe. Les webémissions archivées des audiences et réunions antérieures sont aussi disponibles en ligne pendant au moins trois mois après la fin des séances. En plus de suivre la diffusion en direct sur le Web, les participants inscrits peuvent recourir à la vidéoconférence pour présenter des exposés oraux de manière économique.

Les audiences publiques au cours desquelles sont présentés des exposés oraux peuvent se dérouler en une ou en deux parties. La plupart des décisions touchant les grandes installations nucléaires sont prises à la suite d’un processus d’audiences publiques en deux parties. Dans le cas des audiences tenues en une partie, la Commission entend toutes les présentations du demandeur, du personnel de la CCSN et des intervenants au cours d’une seule audience, généralement réalisée en une journée ou durant plusieurs jours consécutifs. Dans le cas des audiences en deux parties, la première partie est consacrée aux présentations du demandeur, ainsi qu’aux mémoires et aux recommandations du personnel de la CCSN. La deuxième partie est réservée aux interventions et se tient en général 60 jours après la première partie pour laisser aux parties intéressées le temps d’examiner la demande et les recommandations avant la date limite de présentation de leur mémoire. Généralement, les audiences de la Commission sont publiques, mais certaines parties peuvent également avoir lieu à huis clos pour tenir compte des renseignements protégés. Par exemple, les audiences qui portent sur des renseignements protégés liés à la sécurité ne peuvent se dérouler sous la forme d’un forum public.

Une audience publique reposant sur des mémoires peut également être tenue pour les demandes moins importantes de modifications de permis. On y a généralement recours pour des demandes présentées à la Commission qui sont de nature plus administrative et lorsqu’il y a moins d’intérêt public envers la question examinée. Un avis d’audience publique par écrit est publié sur le site Web de la CCSN et contient des renseignements similaires à ceux contenus dans les avis pour d’autres types d’audiences publiques. À la suite des délibérations de la Commission, un compte rendu de décision est publié sur le site Web de la CCSN.

Pour encourager la participation du public, la Commission peut aussi décider d’organiser des audiences sur la délivrance de permis et des réunions de la Commission dans les collectivités qui seront les plus touchées par la décision en question. Par exemple, en janvier 2018, la CCSN a tenu une audience publique à Pembroke, en Ontario, sur la demande de renouvellement du permis des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) concernant les Laboratoires de Chalk River (Ontario). Cette audience publique s’est déroulée sur trois jours au cours desquels la Commission a examiné les présentations orales et les mémoires de 88 intervenants, 53 d’entre eux ayant présenté des exposés oraux.

Le nombre de jours d’audience et de réunion de la Commission peut varier afin de s’assurer que tous les intervenants intéressés ont la possibilité d’apporter leur contribution. Tant que la demande de participation est liée au dossier examiné par la Commission, une demande d’intervention est normalement acceptée. Entre le 1^er avril 2017 et le 31 mars 2020, la Commission a tenu 15 audiences publiques dans le cadre de 31 jours d’audiences et elle a tenu 22 audiences publiques fondées sur des mémoires. Au total, 951 intervenants ont participé aux audiences en présentant des mémoires et des exposés oraux. En tout, du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020, la Commission a passé 24 jours dans des collectivités locales pour tenir des audiences et des réunions publiques.

E.2.3.4.3 Participation des peuples autochtones au processus d’autorisation

L’approche adoptée par la CCSN pour faire participer les Autochtones comprend des engagements à préserver l’honneur de la Couronne (gouvernements fédéral, provinciaux et territoriaux) en établissant des liens et en échangeant de l’information, et à respecter les obligations légales de la CCSN en vertu de l’article 35 de la Loi constitutionnelle de 1982. Depuis 2004, la Cour suprême du Canada a statué que la Couronne a une obligation de consultation et d’accommodement, le cas échéant, envers les peuples autochtones lorsqu’elle envisage des mesures susceptibles d’avoir des effets préjudiciables sur les droits ancestraux ou issus de traités, potentiels ou établis, et sur des intérêts connexes, y compris les titres ancestraux.

La CCSN respecte ces engagements en informant les peuples autochtones des projets proposés, en consultant les collectivités autochtones susceptibles d’être touchées et en encourageant la participation tout au long du processus d’autorisation. On encourage également les groupes autochtones à exprimer leurs préoccupations à la Commission. La CCSN veille à ce que toutes les recommandations ou décisions relatives aux décisions d’autorisation prises en vertu de la LSRN et dans le cadre des examens de l’environnement menés en vertu de la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI) tiennent compte des droits des Autochtones, potentiels ou établis, en vertu de l’article 35 de la Loi constitutionnelle de 1982.

E.2.3.4.4 Programme de financement des participants

La CCSN administre son Programme de financement des participants (PFP) pour offrir au public, aux peuples autochtones et à d’autres parties intéressées la possibilité de présenter une demande de financement afin de participer aux activités relatives à l’autorisation des grandes installations nucléaires. La CCSN décide d’offrir ou non un financement et elle établit un montant maximal pour chaque offre. Voici les objectifs du PFP :

• améliorer la participation des Autochtones, du public et des parties intéressées au processus d’autorisation
• aider les parties intéressées à présenter des renseignements utiles à la Commission au moyen d’interventions éclairées et portant sur un sujet précis liées aux activités d’autorisation

E.2.3.5 Évaluation des demandes de permis par le personnel de la CCSN

Lorsque la CCSN reçoit une demande de permis, son personnel l’évalue afin de déterminer si les mesures de sûreté et de réglementation proposées qui sont décrites dans la demande et dans les documents soumis à l’appui de cette dernière respectent les exigences applicables.

Les documents soumis pour appuyer la demande de permis sont ceux qui démontrent que le demandeur est compétent pour exercer l’activité autorisée et qu’il prendra les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des travailleurs et du public, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations internationales que le Canada a assumées. À titre d’exemples, citons les documents qui contiennent des renseignements détaillés en faveur de la conception, des analyses de sûreté et de tous les aspects de l’exploitation auxquels le demandeur fait référence, ainsi que les documents qui décrivent le déroulement des opérations et les activités d’entretien.

Les documents d’application de la réglementation et les normes de l’industrie peuvent être cités en référence dans les renseignements fournis par le demandeur à l’appui de sa demande de permis et peuvent être utilisés par le personnel de la CCSN afin d’évaluer sa demande. Ces normes et ces documents d’application de la réglementation font partie du fondement d’autorisation lorsqu’ils sont mentionnés dans la demande de permis ou les documents à l’appui ou lorsqu’ils sont cités directement en référence dans le permis en question.

L’information présentée pour étayer une demande de permis doit démontrer que les mesures de sûreté et de réglementation proposées permettront de répondre aux attentes de la CCSN, voire de les dépasser. Tous les documents présentés doivent être étayés par des preuves appropriées de nature analytique, expérimentale ou autre. Lorsque la Commission prend la décision de renouveler ou non un permis existant, elle examine également le rendement antérieur en vérifiant les antécédents en matière de conformité.

Des évaluations techniques sont réalisées par le personnel de la CCSN afin de soutenir les décisions relatives à l’autorisation, à la conformité, à la prise de décisions réglementaires et à l’élaboration de positions en matière de réglementation. Le personnel de la CCSN effectue ces évaluations en se fondant sur les meilleures données scientifiques disponibles (comme les connaissances techniques et les méthodes d’analyse) et en tenant compte de l’expérience en exploitation. Ces évaluations permettent de déterminer si les documents et les preuves à l’appui présentés à la CCSN par toute partie intéressée ont un fondement technique solide, d’après le cadre de réglementation de la CCSN. Elles permettent d’évaluer l’exhaustivité (couverture et pertinence), le caractère approfondi et la validité des motifs et de la justification technique invoqués dans les documents présentés; elles permettent aussi de s’assurer que le titulaire de permis se conforme aux exigences réglementaires. Les compétences du personnel de la CCSN couvrent un large éventail de spécialités en génie et en sciences.

Outre l’examen des renseignements décrits plus haut, le paragraphe 24(4) de la LSRN impose à la CCSN l’obligation de s’assurer que l’auteur de la demande :

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

Si le personnel de la CCSN conclut qu’une demande est incomplète ou insatisfaisante, il invite le demandeur à fournir des renseignements supplémentaires. Normalement, aucune décision n’est prise tant que le personnel n’est pas satisfait de la demande.

L’évaluation détaillée de la demande qui fait partie du processus d’autorisation peut mener à la définition de conditions de permis supplémentaires sous la forme d’autres programmes et critères. Lorsqu’il estime que toutes les exigences de la LSRN et de ses règlements ont été respectées et que la documentation du demandeur est complète et acceptable, le personnel de la CCSN prépare une recommandation en matière de permis à l’intention de la Commission ou d’un fonctionnaire désigné aux fins de décision. Le permis recommandé contiendra toute condition considérée comme nécessaire lors de l’évaluation, y compris les références aux documents présentés pour appuyer la demande.

E.2.3.5.1 Examen de l’environnement

Les demandes de permis peuvent être visées par d’autres lois et règlements. Par exemple, une étude d’impact effectuée en vertu de la LEI peut être exigée pour les projets désignés régis par la LSRN et décrits dans le Règlement désignant les activités concrètes. On peut aussi choisir de procéder à un examen de la protection de l’environnement aux termes de la LSRN pour les projets qui ne sont pas décrits dans le Règlement désignant les activités concrètes. Tous les types d’examen de l’environnement permettent d’évaluer les interactions potentielles entre les projets ou les activités et l’environnement. Dans tous les cas, la CCSN s’assure que le public a l’occasion de participer à l’examen de l’environnement et que, dans la mesure du possible, les activités de consultation et de mobilisation des Autochtones sont intégrées dans le processus d’examen. Ce n’est qu’après l’obtention d’une décision positive au sujet de l’examen de l’environnement (si un tel examen est requis) que la Commission peut poursuivre son processus décisionnel.

E.2.3.5.2 Délais prescrits pour les examens réglementaires des demandes de permis concernant les installations nucléaires de catégorie I et les mines et usines de concentration d’uranium

Un examen réglementaire est lancé une fois que la Commission a déterminé que l’information présentée par le demandeur est suffisante pour qu’on puisse commencer l’examen. Un avis signalant le début de l’examen réglementaire est ensuite envoyé au demandeur et affiché sur le site Web de la CCSN. Il peut arriver qu’une première demande ne contienne pas toute l’information nécessaire et que l’information manquante soit assujettie à un échéancier fixé par le demandeur.

Tableau E.1 : Calendrier de l’examen réglementaire des demandes de permis concernant les installations nucléaires de catégorie IB

Phase du processus d’autorisation	Calendrier (mois)
Permis de préparation de l’emplacement	24
Permis de construction	24
Permis de préparation de l’emplacement et de construction	24
Permis de construction et d’exploitation	30
Permis d’exploitation	20
Permis de déclassement	24

Tableau E.2 : Calendrier de l’examen réglementaire des demandes de permis concernant les mines et usines de concentration d’uranium

Phase du processus d’autorisation	Calendrier (mois)
Permis de préparation de l’emplacement et de construction	24
Permis d’exploitation	20
Permis de déclassement	24

E.2.3.6 Processus mixte d’examen réglementaire

Bien que le secteur nucléaire soit du ressort du gouvernement du Canada en vertu de la LSRN, la CCSN utilise une approche d’examen harmonisé ou mixte avec d’autres ministères fédéraux, provinciaux ou territoriaux dans des domaines tels que la santé, l’environnement, les transports et le travail. La CCSN s’attend à ce que les installations nucléaires se conforment à tous les règlements fédéraux et provinciaux applicables.

En reconnaissance de cette double compétence, la CCSN a établi un processus mixte de réglementation. En tant que première responsable, la CCSN invite d’autres organismes de réglementation fédéraux et provinciaux à participer au processus d’autorisation si leur mandat peut avoir une incidence sur un projet d’installation nucléaire. Ceux qui choisissent de participer deviennent membres d’un groupe mixte de réglementation propre au site.

De cette façon, on s’assure que les préoccupations légitimes des organismes tant fédéraux que provinciaux ou territoriaux sont prises en compte dans le cadre du processus de réglementation et que ces préoccupations se trouvent indiquées, comme il se doit, dans le permis, sous la forme d’exigences propres au site. Par exemple, la CCSN et les ministères de l’Environnement et du Travail de la Saskatchewan ont une entente administrative qui optimise la participation du ministère de l’Environnement et du ministère des Relations et de la Sécurité en milieu de travail (Travail) à l’administration du régime de réglementation de la CCSN. La participation des ministères du Travail et de l’Environnement à la réglementation des mines et des usines de concentration d’uranium de la Saskatchewan favorise la protection de la santé, de la sûreté et de la sécurité des Canadiens et de leur environnement ainsi que l’harmonisation des exigences et des activités réglementaires de la CCSN, du ministère de l’Environnement et du ministère du Travail.

E.2.3.7 Décisions d’autorisation

Les décisions d’autorisation comprennent la délivrance, le refus de délivrer, la modification, le renouvellement, la suspension, la révocation, le remplacement ou le transfert d’un permis. La transparence et l’indépendance des décisions de la CCSN s’appuient sur des processus de réglementation justes, ouverts, transparents et prévisibles. Les audiences de la Commission donnent aux parties intéressées la possibilité d’être entendues et la Commission tient compte de leur apport pour prendre ses décisions. En outre, la Commission reconnaît le rôle du jugement professionnel, surtout dans les secteurs où il n’existe aucune norme objective.

La Commission est l’autorité décisionnelle pour toutes les questions d’autorisation. En vertu de l’article 37 de la LSRN, la Commission peut déléguer la responsabilité de délivrer certains types de permis – autres que pour des installations de catégorie I ou des mines et usines de concentration d’uranium – à des fonctionnaires désignés aux termes de la loi. Ce peut être le cas de différents types de permis, y compris ceux visant des installations de gestion des déchets radioactifs qui ne sont pas définies comme des installations nucléaires de catégorie I. Lorsqu’un fonctionnaire désigné se voit déléguer cette responsabilité, aucune audience publique n’est tenue, à moins que celui-ci ne renvoie la décision à la Commission sur la base d’une démarche tenant compte du risque, auquel cas la Commission évalue la nécessité de tenir une audience publique dans le cadre de son processus décisionnel.

Le personnel de la CCSN formule des recommandations à la Commission et cette dernière en tient compte, parallèlement à la contribution des parties intéressées externes (incluant le demandeur ou le titulaire de permis), pour rendre une décision. La Commission ou le fonctionnaire désigné a la responsabilité de délivrer un permis et d’y ajouter les conditions jugées nécessaires.

Si la Commission juge qu’il est dans l’intérêt public de tenir des audiences publiques, elle tiendra de telles audiences avant de rendre une décision d’autorisation. Les séances de la Commission sont ouvertes au public et sont diffusées en direct sur le site Web de la CCSN.

Avant d’accorder le permis, la Commission doit être convaincue que le demandeur est compétent pour exercer les activités visées par le permis et qu’il prendra les dispositions nécessaires pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes, veiller au maintien de la sécurité nationale et respecter les obligations internationales du Canada.

Une fois un permis délivré, c’est le personnel de la CCSN qui est responsable de l’administration de la décision de la Commission, notamment de l’élaboration et de la mise en œuvre d’un programme de vérification de la conformité (veuillez consulter la section E.2.5.2) pour veiller à ce que les titulaires de permis continuent de s’acquitter de leurs obligations en vertu des lois applicables et de leurs permis.

E.2.3.7.1 Audiences publiques

La LSRN exige la tenue d’audiences publiques avant qu’une décision d’autorisation importante soit prise ou dans tous les cas où il est dans l’intérêt du public de le faire. Les audiences publiques, telles que celle illustrée à la figure E.3, offrent aux organisations et aux membres intéressés du public une possibilité raisonnable de soumettre leurs opinions à la Commission. Les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire s’appliquent à ces séances et établissent les exigences à suivre, notamment à l’égard des avis d’audiences publiques et de la publication des décisions à la suite de ces audiences.

Une audience publique peut se dérouler en une ou deux parties dans une salle d’audience publique ou par mémoire seulement (veuillez consulter la section E.2.3.4.2). La plupart des décisions d’importance sont rendues à la suite d’un processus d’audience publique en deux parties. Les jours d’audience en une ou deux parties ont lieu normalement à au moins 60 jours d’écart, se déroulent sur deux jours ou plus et peuvent se tenir à plus d’un endroit. L’intervalle entre la première partie et la deuxième partie des audiences laisse aux intervenants le temps d’examiner la demande et les recommandations du personnel de la CCSN présentées pendant la première partie de l’audience et de soumettre leurs interventions pour la deuxième partie. Comme l’indique la LSRN, l’objectif est de faire en sorte que la CCSN tranche les questions dont elle est saisie de la façon la plus informelle et la plus rapide possible, compte tenu des circonstances et de l’équité.

Figure E.3 : Audience publique de la Commission sur le renouvellement du permis de BWXT en 2020

E.2.3.7.2 Formations

La LSRN autorise le président de la CCSN à constituer des formations de la Commission composées d’un ou de plusieurs commissaires. La formation, selon les directives du président, peut exercer, en tout ou en partie, les pouvoirs, attributions et fonctions de la Commission. Les seules exceptions sont qu’une formation ne peut pas adopter de règlements ou de règlements administratifs et qu’elle ne peut pas réviser une décision ou un ordre de la Commission, car tous les commissaires sont nécessaires pour prendre ces mesures. À part ces exceptions, les actes d’une formation sont assimilés à ceux de la Commission.

Figure E.4 : Commissaires pendant une audience publique

E.2.3.8 Permis

L’article 26 de la LSRN décrit les activités qu’il est interdit à quiconque d’effectuer sauf en conformité avec un permis. La LSRN confère à la Commission le pouvoir d’accorder des permis pour ces activités.

Toutes les conditions de permis applicables sont décrites dans le permis respectif, incluant celles qui imposent au titulaire de permis de s’assurer que les activités autorisées sont effectuées par des employés qualifiés et que des mesures adéquates sont prises pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes et respecter les accords nationaux et internationaux du Canada.

Le permis renvoie à la documentation du demandeur, qui impose à ce dernier l’obligation légale de se conformer à ses propres procédés et programmes, lesquels sont assujettis au programme de vérification et de respect de la conformité de la CCSN.

Les permis ou les manuels des conditions de permis peuvent également renfermer d’autres clauses et conditions, comme des renvois à des normes, que doivent respecter les titulaires de permis. Par exemple, le titulaire de permis peut être tenu de respecter des limites d’exposition radiologique pour les travailleurs et le public inspirées (ou tirées) de normes acceptables à l’échelle internationale, comme celles de la CIPR. Des limites pour le rejet contrôlé d’effluents gazeux ou liquides ou de matières solides ont été adoptées à partir de régimes de réglementation complémentaires (comme les Objectifs provinciaux de qualité de l’eau de l’Ontario ou les Metal Mining Limits for Liquid Effluent Releases) ou encore tirées de conditions de permis particulières, comme les limites de rejet dérivées. La CCSN peut aussi adopter d’autres normes établies par des organisations comme le Groupe CSA ou l’American Society of Mechanical Engineers.

E.2.3.8.1 Fondement d’autorisation

Le fondement d’autorisation établit les conditions limites pour une activité réglementée et jette les bases du programme de conformité de la CCSN à l’égard de cette activité réglementée.

Tous les titulaires de permis sont tenus de mener leurs activités en conformité avec le fondement d’autorisation, qui se définit comme l’ensemble des exigences et des documents visant une activité réglementée, et qui comprend :

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

Les documents soumis à l’appui de la demande de permis sont les documents qui prouvent que le demandeur est compétent pour exercer l’activité autorisée et qu’il prendra les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des travailleurs et du public, protéger l’environnement, veiller au maintien de la sécurité nationale et respecter les obligations internationales que le Canada a assumées. Il pourrait s’agir de documents qui contiennent des renseignements détaillés en faveur de la conception, des analyses de sûreté et de tous les aspects de l’exploitation auxquels le demandeur fait référence, ainsi que les documents qui décrivent le déroulement des opérations et les activités d’entretien.

E.2.3.8.2 Périodes d’autorisation

Les périodes d’autorisation normales pour les installations de gestion des déchets radioactifs varient entre cinq et dix ans. Toutefois, un permis peut être assorti de toute modalité ou condition que la Commission ou le fonctionnaire désigné juge nécessaire pour satisfaire aux exigences de la LSRN, y compris la durée accordée pour le permis.

En 2002, la CCSN a adopté une période d’autorisation souple afin de permettre une réglementation des installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs qui tient davantage compte du risque. La performance du titulaire du permis, les risques posés par l’installation et les résultats des vérifications de la conformité sont des facteurs qui influencent la période d’autorisation. Les périodes d’autorisation de courte durée resteront une option en cas de performance insatisfaisants ou pour d’autres raisons. Avec la délivrance de permis pour des périodes plus longues, le personnel de la CCSN informe la Commission, lors de réunions publiques et selon une fréquence prédéterminée (annuelle ou semestrielle), de l’exploitation et de la performance des installations dans le cadre de Rapports de surveillance réglementaire (RSR).

Le personnel de la CCSN recommande la période d’autorisation en s’appuyant sur un certain nombre de facteurs cohérents, dont les risques posés par l’installation, l’élaboration et la mise en œuvre de programmes de sûreté, l’application d’un programme efficace de surveillance et d’entretien, l’expérience et le rendement du titulaire de permis, le Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire et le cycle de planification de l’installation.

E.2.3.9 Manuel des conditions de permis

Le Manuel des conditions de permis (MCP) fait partie du régime d’autorisation de la CCSN et facilite l’interprétation d’un permis. De façon générale, le MCP a pour but de clarifier les exigences réglementaires et autres portions pertinentes du fondement d’autorisation pour chaque condition de permis.

Le MCP, qui devrait être lu en même temps que le permis, fournit les critères de vérification de la conformité auxquels le titulaire de permis doit se conformer pour respecter les conditions de permis, les limites d’exploitation, les renseignements sur la délégation de pouvoirs ainsi que les versions pertinentes des documents cités en référence dans le permis. En outre, le MCP fournit une orientation et des recommandations non obligatoires concernant la façon de se conformer aux critères et aux conditions de permis.

Le MCP a été conçu comme un outil pouvant être plus facilement mis à jour lorsque les programmes des titulaires de permis sont révisés pour tenir compte des activités exercées. Des modifications au MCP peuvent être approuvées par le personnel de la CCSN, lorsque l’autorité requise lui a été déléguée par la Commission.

E.2.4 Système pour l’interdiction d’exploiter une installation de gestion de combustible usé ou de déchets radioactifs sans autorisation

En vertu de l’article 26 de la LSRN, il est interdit, sauf en conformité avec un permis :

1. d’avoir en sa possession, de transférer, d’importer, d’exporter, d’utiliser ou d’abandonner des substances nucléaires, de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés
2. de produire, de raffiner, de convertir, d’enrichir, de traiter, de retraiter, d’emballer, de transporter, de gérer, de stocker provisoirement ou en permanence ou d’évacuer une substance nucléaire ou de procéder à l’extraction minière de substances nucléaires
3. de produire ou d’entretenir de l’équipement réglementé
4. d’exploiter un service de dosimétrie pour l’application de la présente loi
5. de préparer l’emplacement d’une installation nucléaire, de la construire, de l’exploiter, de la modifier, de la déclasser ou de l’abandonner
6. de construire, d’exploiter, de déclasser ou d’abandonner un véhicule à propulsion nucléaire ou d’amener un tel véhicule au Canada

E.2.5 Système de contrôle institutionnel, d’inspection réglementaire, de documentation et de rapport

E.2.5.1 Méthode graduelle de réglementation

Veiller au respect de la législation, des règlements et des exigences en matière de permis représente l’une des principales activités de la CCSN qui s’effectue au moyen de la vérification de la conformité et de la prise de mesures d’application. Ensemble, ces activités permettent à la CCSN de fournir aux citoyens canadiens l’assurance que les titulaires de permis se conforment aux exigences et respectent les critères de rendement en matière de sûreté.

La CCSN utilise une approche systématique et graduelle qui tient compte du risque lorsqu’elle affecte des ressources à la surveillance des activités autorisées et à la vérification de la conformité aux exigences réglementaires. Grâce à cette méthode graduelle, les éléments comme le niveau d’analyse, l’exhaustivité de la documentation et la portée des mesures nécessaires pour se conformer aux exigences sont proportionnels à certains facteurs :

• les risques relatifs pour la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement
• les répercussions sur les obligations internationales du Canada, le cas échéant
• les caractéristiques particulières de l’installation nucléaire ou de l’activité autorisée

La figure E.5 ci-dessous illustre la méthode graduelle de la CCSN en matière de réglementation.

Figure E.5 : Méthode graduelle de la CCSN en matière de réglementation

Le titulaire de permis demeure, en tout temps, le principal responsable de la sûreté et doit, notamment, veiller à se conformer aux exigences réglementaires. La CCSN prend les mesures qu’elle juge raisonnables et nécessaires pour assurer la conformité; ces mesures comprennent la promotion et la vérification de la conformité, ainsi que des mesures d’application de la loi.

La CCSN tient des séances d’information et communique avec les titulaires de permis régulièrement afin de les aider à mieux comprendre leurs responsabilités et de promouvoir la conformité.

E.2.5.2 Vérification de la conformité

La vérification de la conformité est l’une des principales activités de réglementation de la CCSN. Il s’agit de processus et de procédures établis pour veiller à ce que tous les titulaires de permis et toute autre personne ou organisation assujettie à la LSRN aient une performance acceptable en matière de sûreté et de sécurité et se conforment en tout temps aux exigences réglementaires.

L’approche de la CCSN en matière de vérification de la conformité comporte quatre principaux volets :

• planifier les activités de vérification de la conformité
• sensibiliser à la conformité et vérifier l’étendue de la conformité
• intervenir en cas de non-conformité
• faire rapport sur la conformité

Le processus de planification de la conformité de la CCSN permet de s’assurer que les activités de vérification de la conformité sont exécutées de façon systématique et en fonction du risque.

La CCSN vérifie la conformité en menant des inspections sur le site et en examinant les activités opérationnelles et la documentation du titulaire de permis. Elle exige des titulaires de permis qu’ils communiquent régulièrement des données sur le rendement et les événements inhabituels. De plus, le personnel de la CCSN mène des enquêtes sur les événements imprévus ou les accidents mettant en cause des matières ou des substances nucléaires. Il prélève également des échantillons pour les analyser ensuite dans les laboratoires de la CCSN.

La fréquence, la portée, le type et l’ampleur de ces inspections et de ces examens tiennent compte du risque. Lorsque les activités de surveillance réglementaire de la CCSN et celles d’autres organismes de réglementation risquent de se chevaucher, la CCSN coordonne ses activités de vérification de manière à optimiser l’efficacité et à réduire le fardeau administratif des titulaires de permis.

E.2.5.2.1 Inspection réglementaire

Il s’agit du processus qu’utilise le personnel de la CCSN pour recueillir des données directement sur le site d’une activité autorisée et analyser ces données dans le but de déterminer si le titulaire de permis respecte les exigences du cadre de réglementation.

Figure E.6 : Activité de vérification de la conformité sur le site de Deloro

Les inspections sont dirigées par des inspecteurs désignés en vertu de l’article 29 de la LSRN.

Les principaux objectifs des inspections de la CCSN (combinées aux mesures d’application de la loi) sont de s’assurer que :

• les activités, les installations, l’équipement et le rendement du titulaire de permis sont conformes aux exigences réglementaires
• les documents qui forment le fondement d’autorisation sont respectés
• les travailleurs possèdent les compétences nécessaires pour s’acquitter efficacement de leurs tâches
• les lacunes et écarts sont repérés par le titulaire de permis et corrigés ou justifiés dans les plus brefs délais
• le titulaire de permis prend bonne note de toute leçon retenue et transmet celle-ci aux parties intéressées
• le titulaire de permis gère adéquatement les questions de sûreté

Figure E.7 : Activité de vérification de la conformité à l’installation de fabrication de Nordion, à Kanata

Les inspections de la CCSN ne diminuent en rien la responsabilité première en matière de sûreté qui incombe au titulaire de permis et ne remplacent pas les activités de contrôle, de supervision et de vérification que ce dernier doit exécuter.

Voici les principes fondamentaux des inspections de la CCSN :

• Les inspections se déroulent de manière uniforme et transparente
• Les activités d’inspection peuvent faire l’objet d’un examen officiel
• Les inspections sont des activités planifiées, coordonnées et contrôlées
• Les normes de rendement et la méthodologie d’inspection sont définies
• Les inspections sont réalisées conformément à des procédures approuvées
• Les objectifs et les critères d’inspection sont définis et communiqués au titulaire de permis
• Les inspections sont réalisées conformément au cadre des domaines de sûreté et de réglementation
• Les rôles et responsabilités liés à la réalisation des inspections sont définis
• Les inspections font l’objet de rapports officiels produits en temps opportun
• Les processus et procédures d’inspection font l’objet d’améliorations continues

Figure E.8 : Activité de vérification de la conformité à Port Granby

Voici les étapes du processus d’inspection de la CCSN :

• planifier l’inspection et en confirmer la portée
• déterminer les critères d’inspection
• aviser le titulaire de permis
• commencer l’inspection
• recueillir les faits de l’inspection
• analyser les faits de l’inspection et élaborer les constatations préliminaires
• communiquer un résumé préliminaire des constatations
• procéder à l’analyse finale
• préparer et présenter le rapport d’inspection final
• effectuer un suivi

Les inspections peuvent être de type I ou de type II, de base ou réactives, et annoncées ou non. Les inspections de type I visent à vérifier les programmes, les processus ou les pratiques du titulaire de permis, tandis que les inspections de type II ont pour but de vérifier les résultats des processus du titulaire de permis, et non les processus eux-mêmes. Dans le cas d’une inspection de base, l’élément déclencheur d’une inspection sera prédéterminé dans le plan de conformité. Une inspection réactive peut être déclenchée à la suite d’un examen documentaire, d’une évaluation technique, d’un événement ou d’activités réglementées rares ou non planifiées. Lorsqu’il est peu probable qu’un avis préalable influence le résultat de l’inspection, une inspection annoncée est effectuée. S’il y a de fortes chances qu’un avis préalable influence le résultat de l’inspection, on procède alors à une inspection non annoncée.

Figure E.9 : Activité de vérification de la conformité à l’installation de gestion des déchets Welcome

E.2.5.2.2 Examens documentaires

Les examens documentaires portent généralement sur divers documents, tels que des rapports techniques trimestriels, des rapports annuels de conformité, des rapports spéciaux et des documents liés à la conception, à l’analyse de sûreté, aux programmes et aux procédures. Les titulaires de permis sont tenus de fournir des renseignements à la CCSN en produisant des rapports réguliers (périodiques) et des rapports d’événement. Ils peuvent également aviser la CCSN des modifications apportées aux programmes, aux procédures et aux processus d’exploitation ou présenter des demandes écrites en vue d’apporter de tels changements. Dans tous les cas, la CCSN évalue ces renseignements pour s’assurer que les activités d’exploitation d’un titulaire de permis restent conformes au fondement d’autorisation.

E.2.5.3 Documentation et rapports

Le personnel de la CCSN rend des comptes à la Commission, au public, aux titulaires de permis, au gouvernement du Canada, à l’AIEA et à d’autres parties intéressées à l’égard des résultats des activités de vérification de la conformité et d’application de la loi.

Les rapports annuels de la CCSN publiés entre 2006 et 2019 sont accessibles sur le site Web externe de la CCSN (suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/publications/reports/annual-reports/index). Le rapport annuel de la CCSN présente une vue d’ensemble du secteur nucléaire du Canada et des activités de réglementation qu’entreprend la CCSN afin d’assurer la sécurité des Canadiens. Le Rapport met en évidence les nombreuses réalisations de l’organisation au cours du dernier exercice, au Canada et à l’étranger, et explique comment la CCSN s’acquitte de ses responsabilités quotidiennes et quelles positions elle adopte pour l’avenir. Il renforce l’engagement de la CCSN à devenir le meilleur organisme de réglementation nucléaire au monde.

La CCSN publie chaque année des rapports de surveillance réglementaire, qui fournissent de l’information sur la performance en matière de sûreté des titulaires de permis canadiens autorisés à utiliser des substances nucléaires. Les rapports permettent d’évaluer les titulaires de permis en fonction de leurs procédures de sûreté et de leur respect des politiques réglementaires. Les rapports indiquent également les principaux enjeux et les dernières modifications apportées à la réglementation. Les titulaires de permis sont classés selon le secteur :

• sites de centrales nucléaires (y compris les installations de gestion des déchets sur le site)
• mines et usines de concentration d’uranium
• utilisation des substances nucléaires
• installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires
• réacteurs de recherche et installations dotées d’accélérateurs de particules

E.2.6 Application progressive

En vertu de la LSRN et de ses règlements d’application, diverses mesures réglementaires peuvent être prises par la CCSN afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens et de protéger l’environnement.

La stratégie d’application progressive de la CCSN repose sur les principes fondamentaux suivants :

• souplesse – l’efficacité de la stratégie d’application progressive de la CCSN repose sur une intervention souple fondée sur une approche tenant compte du risque, ainsi que sur l’application d’un jugement d’expert pour choisir la ou les mesures d’intervention qui conviennent le mieux à une situation donnée;
• caractère opportun – la CCSN gère les questions de conformité en temps opportun, en tenant compte de leur importance sur le plan réglementaire;
• transparence – dans l’esprit de son engagement envers la transparence, la CCSN maintient une communication ouverte et mobilisée et rend publique l’information sur ses activités d’application de la loi, comme il convient.

La CCSN s’est dotée d’un ensemble intégré d’outils pour mieux sensibiliser à la conformité et intervenir en cas de non-conformité. Grâce à cette façon de faire, le personnel de la CCSN est en mesure de choisir l’instrument ou la combinaison d’instruments appropriés pour régler les problèmes soulevés dans une situation donnée. La figure E.10 ci-après illustre les interactions qui existent entre les diverses composantes de la stratégie d’application progressive adoptée par la CCSN.

Figure E.10 : Composantes de la stratégie d’application progressive de la CCSN

La réglementation exige une interaction constante avec les parties réglementées. Avant même la délivrance d’un permis ou d’un certificat, la CCSN prend plusieurs mesures pour favoriser une communication ouverte avec le demandeur ou le promoteur afin de lui faire prendre conscience de la nécessité de se conformer à toutes les exigences réglementaires. Les parties réglementées qui communiquent ouvertement avec la CCSN dès le début comprennent généralement mieux les exigences réglementaires et ont un meilleur dossier de conformité. Cette interaction proactive se poursuit après la délivrance du permis ou du certificat grâce à des activités de relations externes, à une interaction régulière (sous forme de discussions, de réunions et de lettres) et à des recommandations.

Une mesure réglementaire est requise lorsque le non-respect des exigences réglementaires est confirmé par des preuves objectives obtenues de sources fiables et fondées sur des faits vérifiables.

La méthode graduelle de la CCSN permet d’établir un continuum dynamique de mesures réglementaires possibles, commençant par la sensibilisation du titulaire de permis à la non-conformité et lui donnant la possibilité d’y remédier.

Le personnel de la CCSN fait appel à son jugement en matière de réglementation pour déterminer la mesure d’intervention qui convient le mieux dans une situation donnée. Dans tous les cas, le but est de rétablir la conformité, de maintenir la sûreté et de prévenir toute nouvelle non-conformité. L’ensemble des mesures prises à la suite d’une non-conformité fait dès lors partie des antécédents de conformité de la partie réglementée.

Lorsqu’elle intervient en cas de non-conformité, la CCSN prend une série de mesures selon une certaine progression pour rétablir la conformité le plus rapidement possible. En tout temps, le personnel de la CCSN peut sélectionner ou recommander l’un ou l’autre des outils énumérés à la figure E.11, selon la situation. La mesure réglementaire ou la combinaison de mesures réglementaires qui serait probablement la plus efficace pour rétablir la conformité est laissée à la discrétion de la personne qui prend la décision.

Figure E.11 : Continuum de la trousse d’outils de la CCSN

Au moment de déterminer la meilleure mesure réglementaire à prendre, il faut déterminer la ou les mesures qui seraient probablement les plus efficaces pour rétablir la conformité le plus rapidement et le plus efficacement possible, en tenant compte des facteurs suivants :

• l’importance de la non-conformité sur le plan réglementaire
• les circonstances ayant mené à la non-conformité
• tous les antécédents de conformité de la partie réglementée
• les contraintes opérationnelles et juridiques, le cas échéant
• tout facteur propre à l’industrie

E.2.7 Attribution précise des responsabilités

Le Canada est une confédération de dix provinces et de trois territoires administrés par le gouvernement du Canada. Les provinces sont souveraines dans les domaines précisés par la Constitution canadienne, telle qu’elle est définie dans les Lois constitutionnelles de 1867 à 1982. Parmi ces domaines de compétence, on trouve le commerce local, les conditions de travail, l’éducation, les soins de santé, l’énergie et les ressources en général.

La Constitution accorde au Parlement du Canada le pouvoir de déclarer que des ouvrages sont à l’avantage général du Canada. Le Parlement a utilisé son pouvoir déclaratoire dans la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique de 1946 et de nouveau en 2000 dans la Loi sur l’énergie nucléaire lorsqu’il a déclaré certains ouvrages et entreprises à l’avantage général du Canada et conséquemment assujettis à l’autorité législative fédérale. Ces ouvrages et entreprises sont ceux qui sont destinés aux fins suivantes :

• production, utilisation et application de l’énergie nucléaire
• recherches ou études sur l’énergie nucléaire
• production, raffinage ou traitement des substances nucléaires

Le gouvernement du Canada est en conséquence responsable de certains aspects des applications de l’énergie nucléaire qui seraient autrement de ressort provincial, notamment :

• la santé et la sécurité au travail
• la réglementation des chaudières et des cuves sous pression
• la coordination de la réponse fédérale aux urgences nucléaires
• la protection de l’environnement

En vertu de la Constitution du Canada, des lois provinciales peuvent également s’appliquer dans ces domaines si elles ne sont pas directement liées à l’énergie nucléaire et n’entrent pas en conflit avec la législation fédérale. Parce que des lois tant fédérales que provinciales peuvent s’appliquer dans certains domaines réglementés, l’approcche choisie est d’éviter les dédoublements en cherchant à conclure des ententes de coopération entre les ministères et organismes fédéraux et provinciaux qui ont des responsabilités ou un savoir-faire dans ces domaines.

Bien que ces ententes de coopération aient réussi à assurer la conformité du secteur nucléaire, une assise juridique plus solide est nécessaire. La LSRN s’applique aux gouvernements tant fédéral que provinciaux, ainsi qu’au secteur privé. Comme les entreprises privées, les ministères et organismes gouvernementaux doivent détenir des permis de l’organisme de réglementation – la CCSN – pour exercer des activités liées au nucléaire autrement interdites par la LSRN. En outre, la LSRN autorise l’organisme de réglementation et le gouverneur en conseil à incorporer des lois provinciales par renvoi et à déléguer des pouvoirs aux provinces dans les domaines mieux réglementés par elles ou lorsque les titulaires de permis seraient autrement assujettis à des dispositions réglementaires qui se chevauchent.

La figure E.12 présente les principaux ministères et organismes du gouvernement du Canada œuvrant dans le secteur nucléaire canadien.

Figure E.12 : Ministères et organismes fédéraux responsables de la gestion des déchets radioactifs au Canada

E.2.7.1 Ressources naturelles Canada

Ressources naturelles Canada (RNCan) est le ministère responsable de l’élaboration et de la mise en œuvre de la politique fédérale sur l’énergie nucléaire pour l’ensemble de la chaîne d’approvisionnement nucléaire – de l’extraction minière de l’uranium au stockage définitif des déchets radioactifs. Cela comprend la politique sur l’uranium et les déchets radioactifs, l’élaboration et la mise en œuvre de la législation ainsi que l’établissement et la gestion du régime de responsabilité civile et d’indemnisation en matière nucléaire. De plus, RNCan fournit au ministre des Ressources naturelles et au gouvernement du Canada des conseils et de l’information de nature technique, stratégique et économique sur les questions touchant :

• la prospection et l’exploitation de l’uranium au Canada
• la protection de l’environnement
• les capacités de production et d’approvisionnement
• la propriété étrangère
• les marchés nationaux et internationaux
• les exportations
• le commerce international
• les utilisations finales

RNCan administre, au nom du ministre des Ressources naturelles, la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, sur laquelle repose l’assurance que la gestion à long terme des déchets radioactifs est effectuée d’une manière sûre, respectueuse pour l’environnement, complète, rentable et intégrée. Selon l’approche adoptée par le Canada en matière de gestion des déchets radioactifs, les propriétaires de déchets radioactifs sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation des installations de gestion des déchets à long terme et des autres installations nécessaires pour leurs déchets.

La Division de l’uranium et des déchets radioactifs de RNCan est l’unité organisationnelle chargée de l’administration de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN) et de la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (LRIN). La Division a notamment pour mandat d’aider le ministre des Ressources naturelles à s’acquitter de ses responsabilités en vertu de la LDCN en surveillant, en supervisant, en examinant et en commentant les activités pertinentes des propriétaires de déchets et en veillant au respect de l’ensemble des exigences de la LDCN.

E.2.7.2 Commission canadienne de sûreté nucléaire

La CCSN est l’organisme de réglementation nucléaire indépendant du Canada, créé par le gouverneur en conseil en vertu de la LSRN. La CCSN a pour mandat de réglementer l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et d’informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire. La CCSN rend compte au Parlement canadien par l’entremise du ministre des Ressources naturelles. Elle ne fait pas partie de RNCan, mais elle informe le ministre des Ressources naturelles de ses activités à la demande de celui-ci. En vertu de la LSRN, le gouverneur en conseil peut donner des instructions à la Commission sur des questions de politique générale. Il ne peut toutefois pas lui donner d’instructions touchant des cas particuliers en matière d’autorisation.

La CCSN est un organisme de réglementation fédéral et un tribunal administratif indépendant du gouvernement, sans lien avec le secteur nucléaire. Pour bien servir les Canadiens, ses objectifs ultimes doivent être d’établir des installations et processus sûrs et sécuritaires utilisés uniquement à des fins pacifiques et de favoriser la confiance du public dans l’efficacité du régime de réglementation nucléaire. Conformément à l’initiative de réglementation intelligente SMART (spécifique, mesurable, atteignable, réaliste et limité dans le temps) du gouvernement du Canada visant à améliorer le rendement en matière de réglementation et à réduire le fardeau administratif pour les entreprises, la CCSN exerce des activités de consultation exhaustive et de partage de l’information pour s’assurer que les résultats visés sont clairement compris et acceptés par les parties intéressées et les titulaires de permis.

La CCSN rend compte au Parlement par l’entremise du ministre des Ressources naturelles, mais demeure une entité indépendante. Cette indépendance est primordiale car elle assure son autonomie vis-à-vis du gouvernement au moment de rendre des décisions réglementaires juridiquement contraignantes. La CCSN ne fait pas la promotion de la science ou de la technologie nucléaire. Son mandat et sa responsabilité sont plutôt de réglementer les utilisateurs d’énergie ou de matières nucléaires pour veiller à ce que leurs activités n’exposent pas les Canadiens à des risques indus. Les Canadiens sont les seuls clients de la CCSN. Le processus décisionnel de la CCSN en matière de réglementation se déroule dans le cadre d’une autonomie complète vis-à-vis du gouvernement du Canada.

La CCSN doit travailler en collaboration avec l’AEIC pour réaliser les évaluations d’impact intégrées des projets nucléaires dans le cadre de la LEI. Pour les projets en cours lancés en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012), désormais abrogée, la CCSN doit également effectuer des évaluations environnementales et prendre des décisions à cet égard. La LEI contient des dispositions permettant à ces projets de se poursuivre dans le cadre de leurs processus actuels. Dans certaines régions du nord du Canada, des processus d’évaluation environnementale institués en vertu d’accords sur des revendications territoriales sont applicables et la LEI ne s’applique pas. Dans ces cas, la CCSN agit à titre de conseiller technique tout au long du processus d’évaluation environnementale.

Selon le document d’application de la réglementation de la CCSN intitulé REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation, les personnes et les organisations assujetties à la LSRN sont directement responsables de la gestion des activités réglementées d’une manière qui protège la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, tout en respectant les obligations internationales du Canada. Par l’entremise du Parlement, la CCSN est responsable d’assurer à la population que ces responsabilités sont assumées de façon appropriée.

E.2.7.3 Énergie atomique du Canada limitée

EACL est une société d’État dont le seul actionnaire est le gouvernement du Canada. Depuis plus de 60 ans, EACL est un chef de file mondial dans le développement d’applications pacifiques et novatrices de la technologie nucléaire. Son mandat consiste à réaliser des travaux scientifiques et technologiques nucléaires et à gérer les responsabilités du Canada en matière de déclassement et de déchets radioactifs. À la suite d’un processus de restructuration qui s’est achevé en septembre 2015, EACL s’acquitte maintenant de son mandat au moyen d’un contrat à long terme avec le secteur privé pour la gestion et l’exploitation de ses sites, dans le cadre d’un modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE). Les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) gèrent les sites d’EACL, notamment l’exploitation des laboratoires nucléaires et la réalisation des activités de déclassement et de gestion des déchets. Les activités liées au déclassement et à la gestion des déchets sont nécessaires pour faire face aux obligations et aux dangers qui sont le résultat de décennies de recherche nucléaire aux sites d’EACL. EACL est également responsable du nettoyage ainsi que de la gestion sécuritaire et à long terme des déchets radioactifs de faible activité historiques situés sur d’autres sites au Canada et pour lesquels le gouvernement du Canada en a accepté la responsabilité. Cela comprend l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH) et les activités connexes du Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité.

De son côté, EACL a été recréée en une petite société d’État spécialisée qui doit veiller à posséder les connaissances et les capacités nécessaires pour surveiller les ententes conclues selon le modèle d’OGEE. L’objectif d’EACL est d’utiliser le modèle d’OGEE pour réaliser son mandat. Son rôle est de surveiller et de stimuler le rendement des LNC. Pour l’aider dans sa propre transition vers le modèle d’OGEE et dans son rôle de surveillance, EACL a retenu les services de spécialistes internationaux qui ont une expérience importante de la gestion d’ententes de ce type, du point de vue du gouvernement comme de celui de l’entrepreneur.

EACL concentre ses efforts sur la surveillance des activités des LNC dans deux domaines principaux : le déclassement et la gestion des déchets d’une part et les laboratoires en science et technologie nucléaires d’autre part. En ce qui concerne le déclassement et la gestion des déchets, l’objectif est de réduire de façon sûre et efficace les responsabilités relatives aux déchets radioactifs du gouvernement du Canada, y compris les risques associés à la santé, à la sûreté, à la sécurité et à l’environnement. Il s’agit de permettre aux LNC de faire avancer considérablement les travaux de déclassement, de remise en état des sites et de gestion des déchets pour le Canada.

E.2.7.4 Agence d’évaluation d’impact du Canada

L’AEIC est responsable de l’application de la LEI, principal mécanisme de législation fédérale qui définit les exigences pour évaluer les impacts environnementaux, sanitaires, sociaux et économiques des projets proposés (voir la section E.2.1.5 pour une description plus détaillée de la LEI). En vertu de la LEI, l’AEIC dirige les examens des grands projets et collabore avec la CCSN pour examiner les projets qui sont assujettis aux règlements pris en vertu de la LSRN. Les projets nucléaires qui doivent être évalués en vertu de la LEI font l’objet d’une évaluation d’impact intégrée réalisée par une commission d’examen.

E.2.7.5 Affaires mondiales Canada

Affaires mondiales Canada (anciennement le ministère des Affaires étrangères, du Commerce et du Développement) est le ministère fédéral chargé de promouvoir la collaboration et la sûreté nucléaires, tant sur le plan bilatéral que sur le plan multilatéral. Il met également en œuvre des ententes clés en matière de non-prolifération et de désarmement au Canada et à l’étranger.

La mise en œuvre de ces ententes exige que les lois canadiennes soient conformes aux responsabilités du Canada en vertu de ces ententes et exige aussi des moyens de surveillance efficaces permettant de vérifier que les obligations et les engagements issus des traités sont honorés. Affaires mondiales Canada doit aussi veiller à la mise en œuvre de la Convention sur les armes chimiques et du Traité d’interdiction complète des essais nucléaires. Il supervise en outre la politique étrangère, y compris les questions de sécurité mondiale, et est un interlocuteur obligé dans le cadre des relations avec d’autres gouvernements.

E.2.7.6 Santé Canada

Santé Canada est le ministère fédéral qui aide les Canadiens à maintenir et à améliorer leur santé. Au chapitre de la radioprotection, ce ministère y contribue en étudiant et en gérant les risques associés aux sources de rayonnement naturelles et artificielles. À ces fins, Santé Canada :

• maintient le Réseau canadien de surveillance radiologique (RCSR)
• élabore des lignes directrices sur l’exposition à la radioactivité dans l’eau, la nourriture et l’air à la suite d’une urgence nucléaire
• fournit conseils et assistance dans le cadre des évaluations environnementales et des examens menés conformément aux exigences de la LEI et de ses règlements
• fournit aux travailleurs un éventail complet de services de dosimétrie par l’entremise des Services de dosimétrie nationaux, du Fichier dosimétrique national, du Centre national de référence d’étalonnage et des services de dosimétrie biologique
• contribue au contrôle de la conception, de la construction et du fonctionnement des appareils émetteurs de rayonnement importés, vendus ou loués au Canada, en vertu de la Loi sur les dispositifs émettant des radiations
• administre le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire.

Le RCSR est un réseau national qui prélève régulièrement des échantillons de particules atmosphériques, de précipitations, d’eau potable, de vapeur d’eau atmosphérique et de lait pour en analyser la radioactivité; il mesure également le rayonnement gamma externe. Ces activités de surveillance ont pour but d’établir les niveaux de rayonnement naturel dans l’ensemble du Canada.

Santé Canada a ajouté à son RCSR un autre système de surveillance appelé le Réseau de surveillance en point fixe (RSPF). Le RSPF fonctionne comme un système de détection du rayonnement en temps réel et sert à surveiller les doses de rayonnement du public libérées par les matières radioactives présentes dans l’air, y compris les émissions atmosphériques associées aux installations et aux activités nucléaires, à l’échelle nationale et internationale. Les stations de surveillance mesurent en permanence les niveaux de rayonnement gamma dans les contaminants déposés sur le sol (rayonnement provenant du sol) et les contaminants en suspension dans l’air. Pour en savoir davantage, veuillez consulter le site Web canada.ca/fr/sante-canada/services/securite-et-risque-pour-sante/radiation/comprendre/mesures.html.

Les Services de dosimétrie nationaux, exploités par Santé Canada, offrent aux Canadiens des services de surveillance de l’exposition aux rayonnements ionisants. Ils proposent, entre autres, des services de dosimétrie du corps entier et des extrémités, des services de dosimétrie des neutrons et des services de dosimétrie pour les travailleurs des mines d’uranium. Les Services de dosimétrie nationaux détiennent un permis de la CCSN.

Le Fichier dosimétrique national est un système centralisé de consignation des doses de rayonnement géré par Santé Canada. Le fichier contient les dossiers d’exposition de tous les travailleurs du secteur nucléaire qui ont fait l’objet d’un suivi au Canada des années 1940 à maintenant.

E.2.7.7 Environnement et Changement climatique Canada

Environnement et Changement climatique Canada a le mandat suivant :

• préserver et améliorer la qualité de l’environnement naturel (eau, air, sol, flore et faune)
• conserver les ressources renouvelables du Canada
• conserver et protéger les ressources en eau du Canada
• fournir des services de météorologie
• appliquer les règles élaborées par la Commission mixte internationale Canada–États-Unis sur les eaux limitrophes
• coordonner les politiques et les programmes environnementaux pour le gouvernement du Canada

Environnement et Changement climatique Canada applique la Loi canadienne sur la protection de l’environnement (LCPE). Ce ministère s’occupe également de l’Inventaire national des rejets de polluants (INRP), qui est l’inventaire public canadien des polluants rejetés, éliminés et transférés. Les installations qui atteignent les seuils de déclaration doivent déclarer dans l’INRP leurs rejets dans l’air, l’eau ou le sol.

E.2.7.8 Transports Canada

La mission de Transports Canada est d’élaborer et d’administrer les politiques, les règlements et les services liés au réseau de transport canadien pour que ce dernier soit sûr et sécuritaire, efficient, abordable, intégré et respectueux de l’environnement. Transports Canada établit les politiques, les règlements et les normes visant à protéger la sûreté, la sécurité et l’efficience des réseaux de transport ferroviaire, maritime, routier et aérien du Canada. Ces activités de surveillance portent sur le transport des matières dangereuses telles que les substances nucléaires et visent à garantir que les développements dans ce domaine se poursuivent de manière durable.

Transports Canada applique la Loi sur le transport des marchandises dangereuses.

E.2.8 Considérations prises en compte dans la décision de réglementer des substances nucléaires en tant que déchets radioactifs

La section E.3.1 indique que la CCSN est autorisée, en vertu de la LSRN, à réglementer les substances nucléaires pour protéger la santé humaine et l’environnement. Le REGDOC-2.11, Cadre pour la gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada, définit les déchets radioactifs comme toute matière (liquide, gazeuse ou solide) qui contient une substance nucléaire radioactive, au sens de l’article 2 de la LSRN, et que le propriétaire a déclarée comme étant un déchet. En plus de contenir des substances nucléaires, les déchets radioactifs peuvent aussi contenir des substances dangereuses non radioactives, telles qu’elles sont définies à l’article 1 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

Selon le paragraphe 5.1(1) du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (RSNAR), « toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, abandonner ou évacuer une substance nucléaire radioactive, si l’activité ou l’activité massique de la substance ne dépasse pas :

1. sa quantité d’exemption;
2. son niveau de libération conditionnelle;
3. son niveau de libération inconditionnelle. »

L’annexe 1 du RSNAR établit les quantités d’exemption des substances nucléaires radioactives, tandis que l’annexe 2 du Règlement précise les niveaux de libération inconditionnelle des substances nucléaires radioactives. Le RSNAR définit le niveau de libération conditionnelle comme une activité massique qui ne résulte pas en une dose efficace supérieure à 1 mSv par année à la suite d’un incident peu probable mentionné dans la Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA, ou supérieure à 10 µSv par année.

E.3 Organisme de réglementation (article 20)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 20 de la Convention commune.

E.3.1 Établissement de la CCSN

E.3.1.1 Autorisation de la CCSN en vertu de la LSRN

Le paragraphe 8(1) de la LSRN indique ce qui suit : « Est constituée une personne morale appelée la Commission canadienne de sûreté nucléaire ». Selon l’article 9 de la LSRN, « la Commission a pour mission :

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

La LSRN définit également les responsabilités et les pouvoirs de la Commission.

E.3.1.2 La Commission canadienne de sûreté nucléaire dans la structure gouvernementale

Conformément au régime parlementaire canadien, la décision d’introduire au Parlement une loi gouvernementale, comme la LSRN, est prise par le Cabinet fédéral sur les conseils et la recommandation du ministre compétent. Créée en vertu de la LSRN, la CCSN est un établissement public mentionné à l’annexe II de la Loi sur la gestion des finances publiques du gouvernement du Canada. La CCSN rend compte au Parlement du Canada par l’entremise d’un membre du Conseil privé du Canada désigné par le gouverneur en conseil comme ministre chargé de l’application de la LSRN. Il s’agit actuellement du ministre des Ressources naturelles. La CCSN est un établissement public, qui est un organisme indépendant, ne faisant partie d’aucun ministère.

En vertu de la LSRN, le gouverneur en conseil peut, par décret, ordonner à la Commission de se conformer aux instructions d’orientation générale sur sa mission. On trouve au Canada une convention constitutionnelle suivant laquelle les instructions données aux organismes comme la CCSN doivent être générales et ne pas influencer les décisions de la Commission concernant des cas particuliers. Par exemple, une de ces instructions est l’engagement pangouvernemental à mettre en œuvre l’Initiative de réglementation intelligente SMART (spécifique, mesurable, atteignable, réaliste et limité dans le temps).

Le personnel de la CCSN a des contacts réguliers avec la direction et le personnel de RNCan sur les questions d’intérêt mutuel. RNCan s’intéresse de manière générale à différentes questions liées à l’énergie nucléaire et aux ressources naturelles. La section E.2.7.1 contient d’autres renseignements à ce sujet.

En accord avec les politiques fédérales sur la consultation publique et l’équité en matière de réglementation, la CCSN consulte régulièrement les parties et les organisations intéressées par ses activités de réglementation, notamment :

• les titulaires de permis
• le secteur nucléaire
• les ministères et organismes fédéraux et provinciaux et les administrations municipales
• les groupes d’intérêt spéciaux
• les membres du public

Comme l’exigent les politiques fédérales sur l’accès à l’information et les principes de réglementation intelligente, les consultations officielles sont menées dans un esprit d’ouverture et de transparence.

Les titulaires de permis de la CCSN incluent des organismes subventionnés par des fonds publics et des mandataires des gouvernements fédéral et provinciaux, notamment :

• EACL, la société fédérale de recherche et développement nucléaires
• les exploitants des centrales nucléaires des compagnies d’électricité ppartenant aux provinces (Ontario Power Generation, Énergie NB et Hydro-Québec)
• les universités canadiennes
• les hôpitaux et les établissements de recherche

La CCSN réglemente les effets sur la sûreté, la santé, la sécurité et l’environnement des activités nucléaires menées par ces organisations de la même manière et selon les mêmes normes que celles qui sont imposées aux entreprises ou exploitations privées.

E.3.1.3 Structure organisationnelle

La CCSN se compose d’une présidente (qui est aussi la première dirigeante de la CCSN), de commissaires nommés par le gouverneur en conseil et de quelque 900 membres du personnel (à la fin mars 2020). Aux termes de la LSRN, la structure organisationnelle de la CCSN se divise en deux composantes :

• la Commission, qui désigne le tribunal de l’organisation
• la CCSN, qui désigne l’organisation et son personnel en général

E.3.1.3.1 La Commission

La Commission est un tribunal administratif quasi judiciaire indépendant et une cour d’archives. Elle peut être composée d’au plus sept membres permanents. Les commissaires sont nommés par le gouverneur en conseil pour un mandat maximal de cinq ans et peuvent être reconduits. En outre, le gouverneur en conseil peut nommer des commissaires temporaires pour un mandat maximal de trois ans. Le mandat d’un commissaire temporaire peut être reconduit à des fonctions identiques ou non. Les commissaires nommés ne peuvent, directement ou indirectement, participer à des activités, détenir des intérêts dans une entreprise ni accepter ou occuper un emploi incompatible avec leurs fonctions. Tous les commissaires doivent être indépendants de toute influence possible et indépendants les uns des autres. Les commissaires s’engagent à respecter les normes d’éthique les plus élevées, évitent les conflits d’intérêts et exercent leurs fonctions de façon impartiale. Le président de la CCSN est commissaire à temps plein de la Commission. Les autres commissaires exercent généralement leur mandat à temps partiel.

La Commission a pour rôles principaux de :

• déterminer la politique réglementaire relativement aux questions de sûreté, de santé, de sécurité et d’environnement
• créer des catégories de permis
• établir des règlements juridiquement contraignants
• rendre des décisions indépendantes sur l’autorisation d’activités nucléaires au Canada
• délivrer, renouveler, suspendre en tout ou en partie, modifier, révoquer ou remplacer un permis, ou autoriser son transfert
• exiger d’un demandeur qu’il fournisse une garantie financière sous une forme acceptable par la Commission et autoriser l’utilisation du produit de toute garantie financière de la manière qu’elle juge appropriée

La Commission rend des décisions de façon juste et transparente, sur la foi de règles de procédure claires. La Commission tient compte des avis, des préoccupations et des recommandations du personnel de la CCSN, des parties intéressées et des intervenants lorsqu’elle établit des politiques d’application de la réglementation, qu’elle rend des décisions relatives à l’autorisation et qu’elle met en œuvre des programmes.

La Commission applique la LSRN et les règlements y afférents, parmi lesquels figurent les Règles de procédure de la CCSN, qui régissent le processus d’audience publique, et le Règlement administratif de la CCSN, qui décrit le processus de réunions de la Commission. Les décisions sur la délivrance de permis aux grandes installations nucléaires sont rendues dans le cadre d’audiences publiques.

Les audiences publiques de la CCSN, soit par mémoire seulement, soit par mémoire accompagné d’un exposé oral, sont la principale occasion pour le public de prendre part au processus d’autorisation. Le personnel de la CCSN participe à toutes les audiences publiques de la Commission afin de lui présenter des recommandations et de lui fournir des conseils. La Commission est indépendante du personnel de la CCSN et le Secrétariat de la Commission assure la liaison entre le personnel de la CCSN et la Commission.

En plus des audiences publiques, la Commission tient des réunions publiques. La Commission diffuse à l’avance de chaque réunion un avis dans lequel elle invite le public à participer. La possibilité d’intervenir sur des sujets précis de la réunion est déterminée par la Commission, au cas par cas. Les réunions sont diffusées en direct sur le Web et les transcriptions ainsi que les webémissions sont archivées sur le site Web externe de la CCSN après les réunions. Les procès-verbaux sont approuvés par les commissaires et affichés eux aussi sur le site Web externe de la CCSN.

Les réunions de la Commission portent sur des sujets diversifiés concernant le processus de réglementation nucléaire et, dans certains cas, servent à prendre des décisions législatives, stratégiques ou administratives sur des questions précises ou générales. Les réunions peuvent porter sur divers sujets, comme les rapports annuels pour le secteur nucléaire, des rapports sur la performance des titulaires de permis, des séances d’information technique, des rapports d’activités et des demandes d’approbation de documents d’application de la réglementation.

Le Secrétariat de la Commission appuie cette dernière en planifiant les activités, en publiant des avis et des décisions et en offrant un soutien technique et administratif au président et aux autres commissaires de la Commission. En tant que cour d’archives, le Secrétariat est également le greffier officiel de la documentation de la Commission.

E.3.1.3.2 Personnel de la CCSN

La Commission emploie le personnel qu’elle juge nécessaire à l’application de la LSRN.

La CCSN s’est dotée d’un effectif administratif et professionnel, technique et scientifique hautement compétent qui exécute les tâches nécessaires à la réalisation du mandat de la CCSN. Le personnel de la CCSN assume de nombreuses fonctions, notamment :

• effectuer des recherches et des analyses spécialisées
• vérifier la conformité des titulaires de permis aux exigences réglementaires
• mener des activités visant à faire respecter la conformité auprès des titulaires de permis, au besoin
• préparer des documents, appelés documents à l’intention des commissaires, destinés à la Commission ou se présenter devant la Commission pour répondre à des questions
• mener un vaste éventail d’activités internes qui garantissent le succès du travail opérationnel fondamental de la CCSN

La Commission peut également conclure des contrats de services pour obtenir des conseils et du soutien dans l’exercice de ses pouvoirs, de ses attributions ou de ses fonctions, en vertu de la LSRN.

Le personnel de la CCSN travaille principalement à l’administration centrale de l’organisation, à Ottawa. Un bureau de la Division des mines et des usines de concentration d’uranium est situé à Saskatoon, en Saskatchewan, à proximité des principaux établissements miniers d’uranium au Canada. La CCSN a des bureaux satellites dans chacune des quatre grandes centrales nucléaires du Canada ainsi qu’aux Laboratoires de Chalk River d’EACL. Le personnel qui travaille dans les bureaux régionaux situés au Québec, en Ontario et en Alberta effectue des activités de vérification de la conformité pour les substances nucléaires, le transport, les appareils à rayonnement et l’équipement contenant des substances nucléaires. Le personnel intervient également en cas d’incident inhabituel mettant en cause des substances nucléaires.

Pour ce qui est de la structure organisationnelle, le bureau du président fournit les services de soutien administratif au président. Parmi d’autres groupes au sein de la structure organisationnelle de la CCSN, citons le Secrétariat, les Services juridiques et l’Audit interne.

La CCSN compte quatre directions générales : Réglementation des opérations, Soutien technique, Affaires réglementaires et Services de gestion. Veuillez consulter l’annexe 2 pour obtenir des renseignements supplémentaires sur chacune des quatre directions générales.

E.3.1.4 Ressources financières

La CCSN est un établissement public inscrit aux annexes II et V de la Loi sur la gestion des finances publiques. La LSRN stipule que la CCSN rend compte au Parlement du Canada par l’intermédiaire d’un membre du Conseil privé désigné par le gouverneur en conseil. À l’heure actuelle, la personne désignée est le ministre de Ressources naturelles Canada. La Commission requiert la participation et l’appui du ministre en matière d’initiatives spéciales, notamment les modifications aux règlements et les demandes de financement.

Les activités de la CCSN sont financées principalement au moyen de droits perçus auprès du secteur nucléaire (titulaires de permis) conformément au Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire, puis en second lieu au moyen de crédits annuels votés par le Parlement. La CCSN a une autorisation de dépenser les recettes, ce qui signifie qu’elle utilise les recettes obtenues pour financer les activités dont les coûts sont recouvrables aux termes de ce règlement. Cette autorisation permet à la CCSN de jouir d’un mode de financement durable et opportun afin de répondre aux changements rapides liés à la charge de travail que représente la surveillance réglementaire du secteur nucléaire du Canada.

E.3.1.5 Ressources humaines et personnel compétent

Au cours de la période visée par le rapport, les efforts déployés par la CCSN sur le plan de la gestion des ressources humaines ont continué de porter sur l’optimisation de l’efficacité organisationnelle tout en maintenant un effectif hautement compétent et motivé, soutenu par des outils et des méthodes de gestion modernes. Depuis le dernier rapport, la CCSN a tiré parti de sa capacité stratégique et opérationnelle améliorée de planification de l’effectif, notamment en utilisant les renseignements tirés de l’analyse trimestrielle de l’effectif afin de mieux comprendre les risques auxquels la CCSN est confrontée en vue de protéger ses capacités organisationnelles de base et les compétences essentielles à l’exécution de son mandat.

Compte tenu du paysage changeant du secteur nucléaire canadien et de son marché du travail dans les domaines scientifique, technique, des mathématiques et de l’ingénierie, le départ à la retraite d’employés d’expérience dans les domaines technique et réglementaire demeure le plus grand risque touchant l’effectif auquel la CCSN doit faire face d’ici 2025. Afin d’atténuer ce risque, la CCSN a pris des mesures axées sur la conception organisationnelle, le recrutement et le renouvellement de l’effectif, l’apprentissage et le développement du leadership ainsi que la mobilisation et le maintien en poste des employés. À cette fin, la CCSN s’est concentrée sur cinq stratégies relatives à l’effectif : conception organisationnelle; recrutement et renouvellement de l’effectif; renforcement des capacités; mobilisation et maintien en poste; bien-être au travail.

La stratégie de la CCSN en matière de conception organisationnelle visait à encourager le perfectionnement des compétences du personnel et l’avancement professionnel. Cet objectif a été réalisé en partie grâce à l’établissement de profils de l’effectif au niveau de la CCSN et de chaque direction afin d’orienter la planification du ressourcement et du perfectionnement; au renforcement des capacités au sein du cadre de gestion pour favoriser des discussions sur la gestion des talents; et à la recherche soutenue de possibilités pour travailler plus efficacement. Un pilier important de la stratégie de conception organisationnelle a été la mise en œuvre de compétences comportementales clés dans toutes les pratiques de gestion des ressources humaines. Ces compétences ont été incorporées dans toutes les pratiques de ressourcement, d’intégration et d’apprentissage, et le cadre stratégique de dotation de la CCSN a été mis à jour pour veiller à ce que les principes de perfectionnement des compétences et de souplesse organisationnelle soient clairement définis dans les documents de gouvernance de la CCSN. Enfin, deux éléments complétaient les activités de cette stratégie : l’élaboration d’une stratégie de gestion des connaissances pour l’organisation, assortie d’un ensemble d’outils, de ressources et de formations, et la promotion d’activités visant à instaurer une saine culture de sûreté réglementaire. Pour atteindre ce dernier objectif, la CCSN a commencé à organiser des assemblées générales, qui sont désormais fréquentes, pour offrir au personnel l’occasion de poser des questions et de communiquer leurs préoccupations aux dirigeants. En parallèle, la CCSN a effectué une évaluation de la culture de sûreté réglementaire et élaboré un plan d’action pour donner suite aux conclusions de cette évaluation. Depuis, l’organisation a publié sa Politique sur la culture de sûreté réglementaire, qui a été communiquée à l’ensemble du personnel en 2019.

Au chapitre du recrutement et du renouvellement de l’effectif, pour s’assurer qu’elle dispose en temps voulu des talents qualifiés dont elle a besoin, la CCSN a établi un plan afin de protéger les capacités essentielles pour lequel elle a indiqué les rôles essentiels et les vulnérabilités en matière de ressources. Elle a aussi produit un catalogue des capacités liées à la sûreté nucléaire et élaboré des plans de ressources pour faire face aux risques, notamment en désignant des éléments de relève. Afin de garantir la qualité de ses embauches, la CCSN a mis au point des outils d’évaluation conformes à ses nouvelles compétences comportementales clés et formé les gestionnaires d’embauche à leur utilisation. Pour assurer l’uniformité de l’évaluation et favoriser des discussions efficaces sur les talents, la CCSN a lancé une communauté de gestion des talents des directeurs généraux qui a effectué des évaluations collectives des candidats pour des postes de direction de premier échelon. Les stratégies de recrutement cadraient avec les plans de main-d’œuvre de l’organisation afin d’obtenir les capacités futures nécessaires en établissant des prévisions de recrutement et en déterminant des stratégies de manière à établir un bassin de main-d’œuvre pour les postes essentiels et difficiles à pourvoir. Enfin, la CCSN a confirmé son image de marque en matière d’emploi. En effet, elle a été désignée comme l’un des 25 meilleurs employeurs de la région de la capitale nationale à la fin de 2019.

E.3.1.6 Système de gestion

Le système de gestion de la CCSN – Fonctionnement de la CCSN : Notre Manuel du Navigateur – intègre les principaux éléments du travail de la CCSN dans le cadre global des programmes et des activités au moyen duquel la CCSN atteint ses objectifs.

Le système de gestion de la CCSN s’harmonise avec les exigences et l’orientation énoncées dans les Prescriptions générales de sûreté de l’AIEA concernant les systèmes de gestion intégrée, Direction et gestion pour la sûreté (GSR Part 2), et avec le cadre du gouvernement du Canada visant l’excellence en gestion, c’est-à-dire le Cadre de responsabilisation de gestion.

Pour contribuer au renforcement continu du système de gestion, la Division de la gestion interne de la qualité de la CCSN coordonne toutes les initiatives d’amélioration prioritaires afin d’assurer une meilleure harmonisation et une meilleure intégration à l’échelle de l’organisation.

Un système de gestion plus robuste permet à la CCSN d’atteindre ses buts et objectifs clés dans tous les domaines (tels que la sûreté, la santé, l’environnement, la qualité, les finances, les ressources humaines et la sécurité) de manière équilibrée, harmonieuse et optimale. En définissant et en appliquant un ensemble commun de principes, de pratiques et de processus dans toute l’organisation, le système de gestion fournit à la CCSN une structure de gestion globale et uniforme par les moyens suivants :

• regroupement de manière cohérente et uniforme de l’ensemble des besoins de l’organisation sur le plan opérationnel et réglementaire
• détermination et gestion des processus utilisés dans le cadre d’un vaste système intégré unique pour minimiser à la fois les lacunes en matière de direction ou d’orientation et le dédoublement des efforts
• fourniture d’un soutien aux processus et pratiques approuvés et accessibles dans toute l’organisation
• clarification des rôles, responsabilités et pouvoirs dans tous les domaines et à tous les niveaux
• fourniture d’une plateforme cohérente et solide permettant les améliorations continues

Comme le décrivent les principes de réglementation de la CCSN, il incombe principalement à la personne ou à l’organisation responsable de l’installation ou de l’activité d’assurer la sûreté. Parallèlement, en tant qu’organisme de réglementation, la CCSN garde à l’esprit les répercussions que peuvent avoir ses décisions, ses actions et ses comportements sur la sûreté de ses employés et sur sa capacité de veiller à ce que tous les titulaires de permis assurent la sûreté de l’ensemble de leurs activités.

En tant que document principal, Fonctionnement de la CCSN : Notre Manuel du Navigateur, résume le système de gestion intégrée et offre une base solide pour harmoniser les documents liés au système de gestion tels que les politiques, les processus, les procédures, les instructions de travail, les critères, les formulaires et les guides. Ces documents internes sont élaborés en priorité et leur rédaction est motivée par le besoin d’orientation et de directives supplémentaires au personnel, à la direction ou aux titulaires de permis et à d’autres parties intéressées essentielles. Cette approche pratique permet à la CCSN de renforcer continuellement son système de gestion pour qu’il reste complet, bien documenté et mis en œuvre de façon harmonieuse.

E.3.1.7 Approche réglementaire de la CCSN

La CCSN utilise la réglementation pour prévenir tout risque déraisonnable et pour préserver la santé et la sécurité des personnes, protéger l’environnement et maintenir la sécurité nationale. La CCSN a instauré un système d’autorisation et de conformité pour s’assurer que toutes les personnes qui utilisent ou possèdent des substances nucléaires et des appareils à rayonnement le font conformément à un permis, et que les parties réglementées mettent en place des mesures de sûreté et de sécurité pour respecter les exigences réglementaires qui les concernent.

E.3.1.7.1 Principes de réglementation

Les principes de réglementation de la CCSN reposent sur ce qui suit :

• le titulaire de permis est directement responsable de la gestion des activités réglementées d’une manière qui protège la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, tout en respectant les obligations nationales et internationales du Canada en ce qui concerne l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire
• la CCSN est responsable devant le Parlement du Canada et la population canadienne de s’assurer que ces personnes et ces organisations s’acquittent adéquatement de leurs responsabilités

La CCSN veille donc à ce que les parties réglementées soient informées des exigences et bénéficient de conseils sur la façon de les respecter; elle s’assure ensuite que toutes les exigences réglementaires sont respectées et continuent de l’être.

E.3.1.7.2 Amélioration continue

La CCSN observe une philosophie fondée sur l’amélioration continue pour ses activités internes et pour réglementer le secteur nucléaire canadien. Par conséquent, la CCSN exige des titulaires de permis qu’ils réduisent encore davantage le risque associé à leurs activités autorisées. Elle évalue la façon dont les titulaires de permis gèrent les risques dans le cadre de leurs activités normales et lors d’une intervention dans des conditions d’accident en appliquant des concepts tels que le principe ALARA et la défense en profondeur. Dans son évaluation, la CCSN considère la manière dont les titulaires de permis veillent constamment à évaluer, à gérer et à réduire davantage les incertitudes en ce qui a trait aux dangers et aux questions de sûreté, ainsi que la façon dont ils examinent les options supplémentaires qui s’offrent à eux en matière de sûreté et d’atténuation à mesure que les techniques et les technologies évoluent.

E.3.1.7.3 Méthode graduelle

La méthode graduelle est une approche ou un processus systématique par lequel certains éléments, comme le niveau d’analyse, l’exhaustivité de la documentation et la portée des mesures nécessaires pour se conformer aux exigences, sont proportionnels :

• aux risques relatifs pour la santé, la sûreté, la sécurité, l’environnement et la mise en œuvre des obligations internationales que le Canada a assumées
• aux caractéristiques particulières d’une installation nucléaire ou d’une activité autorisée

La CCSN applique la méthode graduelle aux activités d’autorisation et de conformité. Cette méthode repose principalement sur une évaluation du risque associé aux activités réglementées et sur l’historique du titulaire de permis en matière de rendement.

Le niveau de surveillance est également déterminé en fonction :

• de la complexité de l’activité autorisée et du danger potentiel qu’elle pose
• des évaluations techniques des documents présentés
• des recherches pertinentes
• des renseignements fournis par les parties dans le cadre des séances de la Commission
• des activités réalisées à l’échelle internationale qui permettent d’approfondir les connaissances en matière de sûreté nucléaire et de sécurité environnementale
• de la collaboration avec d’autres organismes de réglementation

Dans l’application d’une approche qui tient compte du risque :

• les exigences réglementaires doivent être respectées
• des marges de sûreté suffisantes doivent être maintenues
• la défense en profondeur doit être conservée

Si un titulaire de permis ne peut atteindre le niveau de sûreté requis, il ne lui sera pas permis de poursuivre les activités visées par son permis.

E.3.1.7.4 Obligations internationales

La CCSN participe à des forums internationaux en vue d’exercer un leadership mondial dans le domaine nucléaire et de tirer profit de l’expérience acquise et des pratiques exemplaires établies à l’échelle internationale. La CCSN participe également à des activités organisées par l’AIEA (comme les examens par les pairs de l’AIEA), la CIPR et d’autres organisations internationales, ainsi qu’à des activités prévues dans le cadre de certains traités, comme la Convention commune.

Ces activités internationales permettent de faciliter les processus décisionnels de la CCSN et l’aident à :

• comprendre et comparer différentes façons d’évaluer et d’atténuer les risques
• partager son expérience en matière de recherche et d’exploitation

E.3.1.8 Programme de recherche et de soutien de la CCSN

La CCSN intègre les meilleurs renseignements scientifiques disponibles dans ses processus décisionnels. Elle poursuit des initiatives et des programmes de recherche afin de rester à l’affût des nouvelles informations scientifiques, de développer sa propre base de connaissances et de partager les conclusions de ses recherches avec les parties intéressées et les scientifiques au Canada et à l’étranger.

Des recherches sont menées sur un vaste éventail de sujets, allant des études sur la santé des travailleurs du secteur nucléaire et des communautés hôtes aux travaux sur la gestion à long terme des déchets nucléaires dans des dépôts géologiques.

La CCSN soutient financièrement un programme de recherche externe dans le but d’acquérir les connaissances et les renseignements nécessaires pour appuyer sa mission de réglementation. Les travaux de recherche de la CCSN sont souvent étoffés par l’apport de tierces parties indépendantes ou menés en collaboration avec des partenaires nationaux et internationaux, ce qui permet à la CCSN d’accéder à une précieuse expertise, à des installations à la fine pointe et aux meilleures données disponibles. Le résultat de ces activités aide la CCSN à comprendre et à traiter les problèmes de sûreté et de sécurité nouveaux ou émergents, à connaître le point de vue de tiers au sujet de la science nucléaire et à partager des connaissances scientifiques avec le secteur nucléaire et le grand public. Les résultats des travaux de recherche sont disponibles sur le site Web de la CCSN; ils contribuent à appuyer le mandat de la CCSN qui consiste à diffuser au public de l’information scientifique, technique et réglementaire objective concernant les activités de la Commission et l’industrie qu’elle réglemente.

E.3.1.8.1 Recherche sur les dépôts géologiques

La connaissance des répercussions des solutions à long terme du stockage définitif des déchets sur l’environnement, la sûreté et la sécurité est un domaine qui intéresse particulièrement la CCSN, qui fait de la recherche sur les dépôts géologiques depuis 1978. En 2008, la CCSN a mis en œuvre le Programme d’évaluation et de recherche coordonnées (PERC) en vue de soutenir l’examen d’initiatives canadiennes sur les dépôts géologiques en profondeur (DGP). Grâce à ce programme, la CCSN a collaboré avec différents organismes canadiens et internationaux afin d’obtenir des données expérimentales et d’élaborer des modèles mathématiques, d’étudier les propriétés de la bentonite comme matériau d’étanchéité et de vérifier certains aspects de la stabilité de la géosphère pour évaluer le rendement à long terme de la roche hôte et des barrières artificielles. En 2020, le PERC est devenu le Programme de recherche stratégique sur les dépôts géologiques en profondeur (PRS-DGP). Ce programme est indispensable si la CCSN veut continuer d’acquérir et de maintenir les connaissances scientifiques indépendantes nécessaires pour évaluer les demandes de permis actuelles et futures et le dossier de sûreté qui en découle, de même que pour formuler des recommandations scientifiques à la Commission. Le PRS-DGP continue de jouer un rôle important dans la préparation du personnel de la CCSN en vue des prochaines étapes d’autorisation des projets de stockage définitif dans des formations géologiques.

Voici les domaines de recherche sur les dépôts géologiques auxquels la CCSN s’intéresse principalement :

• Stabilité de la géosphère. L’étude de la stabilité tectonique à long terme de la géosphère dans le sud de l’Ontario présente actuellement un intérêt pour les initiatives canadiennes de DGP. Les contraintes sur la formation de failles dans des sites stratégiques en Ontario sont obtenues en cartographiant les structures tectoniques friables, en évaluant leurs mécanismes de déformation et en recueillant des données géochimiques et les âges absolus des minéraux d’obturation des fractures.
• Performance à long terme de la roche hôte et des barrières artificielles. La performance à long terme des barrières sera influencée par de nombreuses perturbations, notamment la chaleur radiogénique, l’excavation du dépôt et les phénomènes géologiques futurs tels que la sismicité et la glaciation. Ces perturbations donnent lieu à des processus thermiques-hydrauliques-mécaniques-chimiques (THMC) complexes qui doivent être compris grâce à l’expérimentation et à la modélisation mathématique. La CCSN collabore avec des partenaires canadiens et internationaux, en particulier ceux qui ont accès à des laboratoires de recherche souterrains, afin d’obtenir des données expérimentales pour élaborer et valider des modèles de processus THMC couplés dans les barrières géologiques et artificielles.
• Capacités de modélisation relatives à l’évaluation de sûreté. Au moment d’examiner le dossier de sûreté d’un DGP, il est essentiel de bien comprendre l’interaction à long terme des divers éléments d’un DGP, ainsi que les caractéristiques, événements et processus (CEP) liés à la sûreté à long terme. La CCSN continue de renforcer ses capacités de modélisation relatives à l’évaluation de la sûreté à long terme afin de pouvoir vérifier de manière indépendante que les critères d’acceptation des projets de DGP seront respectés et de mieux comprendre l’importance des CEP liés à la sûreté sur le rendement global du système d’une installation de stockage définitif.
• Analogues naturels. Les expériences menées dans les installations de recherche ou les laboratoires de recherche souterrains sont de courte durée (de quelques heures à quelques années), tandis que la période d’évaluation de la sûreté s’étend sur plusieurs centaines de milliers, voire des millions d’années. En outre, l’échelle spatiale de ces expériences, qui varie de quelques mètres à des dizaines de mètres, est petite par rapport à l’échelle spatiale habituelle des évaluations de la sûreté, qui se compte en kilomètres. Il est possible de remédier à ce problème en étudiant des analogues naturels comme les gisements d’uranium. L’uraninite, minéral uranifère le plus abondant dans la plupart des gisements d’uranium, ressemble à bien des égards au dioxyde d’uranium présent dans le combustible usé. L’utilisation de ces gisements comme analogues naturels permet de combler les écarts spatio-temporels entre les expériences en laboratoire et l’évaluation de la sûreté à long terme des DGP et elle renforce la confiance dans la capacité de comprendre le rendement des éléments du système à barrières multiples. Le Canada est particulièrement bien placé pour mener une série d’études sur les analogues naturels dans les formations uranifères canadiennes qui se sont déposées et qui existent dans un large éventail de conditions géochimiques et géologiques.

E.3.1.8.2 Collaboration internationale

La CCSN participe à de nombreux programmes de collaboration internationale visant des travaux de recherche sur les dépôts géologiques, notamment :

• DECOVALEX-2023 (développement de modèles couplés et leur validation au moyen d’expériences) – Ce projet met au défi les chercheurs de modéliser les comportements expérimentaux dans le cadre d’événements qui pourraient se produire dans un dépôt géologique.
• TENOR – Dans le cadre de ce projet, des laboratoires de recherche souterrains mènent des expériences sur le transport d’eau ou de gaz dans la bentonite et la roche fracturée, et sur l’interprétation au moyen de modélisation mathématique. Le projet est géré par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) en France.
• Réseau SITEX – Coordonnée par l’IRSN, cette initiative vise à maintenir un réseau de spécialistes techniques indépendants sur le stockage définitif des déchets radioactifs.

E.3.1.8.3 Résidus miniers

La gestion à long terme des résidus d’uranium produits par la concentration du minerai représente le principal défi de l’exploitation minière classique. Les dossiers de sûreté associés aux résidus sont surtout liés au comportement minéralogique et à la lixiviation des particules de résidus à mesure que ceux-ci vieillissent. La présence de résidus vieillis dans d’anciennes installations de gestion des résidus en surface et les installations modernes de gestion des résidus sous terre qui sont en exploitation depuis maintenant plus de 20 ans permettent de vérifier les prévisions théoriques liées à la gestion à long terme des résidus, tant sur le plan empirique que mathématique.

Domaines de recherche sur les résidus miniers :

• Évaluer les prévisions du modèle original – En utilisant les données géochimiques accumulées grâce aux programmes de surveillance des résidus au cours des vingt dernières années, il est maintenant possible de vérifier les prévisions antérieures du comportement des contaminants. Les prévisions qui diffèrent du résultat réel permettent de déterminer les processus qui peuvent entraîner la mobilisation des contaminants.
• Étudier la mobilité des contaminants dans les résidus subaquatiques des mines d’uranium – Les sites historiques de mines d’uranium ont été réhabilités, en déposant les résidus d’uranium sous une couverture aqueuse permanente pour limiter l’interaction avec le milieu environnant. Ces sites constituent des lieux idéaux pour les études hydrogéochimiques et minéralogiques afin de mieux comprendre la spéciation et la mobilité dans des environnements saturés.

E.3.1.8.4 Sûreté du combustible usé

Dans la foulée de l’accident de Fukushima Daiichi, la CCSN a réuni un groupe de spécialistes pour étudier la capacité de modélisation du comportement du combustible usé contenu dans une piscine de stockage du combustible usé d’un réacteur CANDU dans le cas où l’eau contenue dans le réservoir serait partiellement ou complètement drainée. Le groupe a formulé des recommandations sur la façon de modéliser un scénario d’accident grave. Le rapport, terminé le 31 mars 2017, conclut que le phénomène est suffisamment compris et donne de l’orientation sur la création d’un code informatique pour analyser les accidents dans les piscines de stockage du combustible. Les Laboratoires Nucléaires Canadiens élaborent actuellement ce modèle informatique, qui devrait être achevé en 2021.

E.3.2 Indépendance de la CCSN

E.3.2.1 Séparation de la CCSN et des organisations qui font la promotion de l’énergie nucléaire ou qui l’utilisent

La LSRN est une loi distincte et exhaustive régissant les activités nucléaires et la séparation des fonctions de l’organisme de réglementation des organisations qui utilisent l’énergie nucléaire ou en font la promotion. La mission de la CCSN (voir la section E.3.1.1) vise clairement la santé et la sécurité des personnes et la protection de l’environnement et ne s’étend pas aux questions d’ordre économique. La CCSN est un organisme indépendant du gouvernement et elle rend compte directement au Parlement canadien.

L’article 19 de la LSRN autorise le « gouverneur en conseil, par décret, [à] donner à la Commission des instructions d’orientation générale sur sa mission ». Cependant, toute instruction politique donnée à une agence (comme la CCSN) doit être de nature générale et ne peut pas entraver le pouvoir décisionnaire de la Commission dans les dossiers qu’elle traite. Par ailleurs, toutes les instructions doivent être publiées dans la Gazette du Canada et soumises à chacune des chambres du Parlement.

E.3.1.2 Valeurs et éthique

La CCSN a des valeurs et une éthique solidement ancrées, qui servent à renforcer et à soutenir la gouvernance et le leadership éthique. Le Bureau de la vérification et de l’éthique (BVE) de la CCSN administre cinq programmes ayant un rapport avec l’éthique :

• Le Programme sur les valeurs et l’éthique fournit aux employés des conseils et des techniques destinés à renforcer les relations en milieu de travail et avec les parties intéressées, ainsi que des outils pratiques pour assurer le caractère éthique des processus décisionnels.
• Le Programme de divulgation interne aide les employés à divulguer les actes répréhensibles de manière constructive et en toute sécurité et à les protéger contre des représailles.
• Le Programme lié aux conflits d’intérêts et à l’après-mandat donne à la CCSN et aux employés des outils permettant d’éviter et d’empêcher les situations pouvant créer l’apparence d’un conflit d’intérêts ou causer un conflit d’intérêts potentiel ou réel.
• Le Programme des activités politiques offre de l’orientation aux employés qui souhaitent participer à des campagnes électorales et encadre l’examen des employés qui veulent se porter candidat à une élection fédérale, provinciale ou municipale.
• Le Programme de traitement des plaintes externes offre aux membres du public et à l’industrie une possibilité d’exprimer leurs préoccupations à une entité neutre de la CCSN.

Le Programme de traitement des plaintes externes a vu le jour en septembre 2015. Ce programme garantit que toutes les plaintes externes sont examinées par une entité neutre de la CCSN en premier lieu et assure une uniformité dans les réponses aux allégations et aux plaignants. En outre, il fournit un guichet unique pour le traitement des plaintes externes, veille au suivi des dossiers jusqu’à leur conclusion et prévoit la production d’un rapport annuel.

Grâce à ce programme, les membres du public, les employés des titulaires de permis et les entrepreneurs sur le site des titulaires de permis peuvent présenter des plaintes concernant la conception, la construction, l’exploitation et l’entretien d’une centrale nucléaire; la radioprotection, les garanties et la sécurité; les actes répréhensibles ou le harcèlement, l’intimidation, les représailles et la discrimination après avoir soulevé des problèmes de sûreté; les préoccupations liées au mandat de la CCSN; et l’inconduite associée aux employés la CCSN.

Le processus de gestion des plaintes externes s’amorce lorsqu’un plaignant communique avec la CCSN par téléphone, par courriel ou par la poste pour formuler une allégation. Le membre du personnel ayant pris acte des renseignements remplit le formulaire de plainte externe.

Le BVE réalise une analyse préliminaire de la nature de l’allégation. Il transmet les plaintes relatives à des questions techniques au directeur général compétent, mais demeure responsable du dossier lorsque l’allégation porte sur un cas de fraude, les valeurs et l’éthique, un conflit d’intérêts ou des informations concernant la direction ou le personnel de la CCSN. Voici les étapes qui sont suivies :

• le directeur général compétent évalue la question ou le BVE effectue une analyse factuelle
• le directeur général compétent détermine les étapes suivantes (p. ex., une inspection, des mesures réglementaires)
• le directeur général compétent surveille la progression du dossier, répond au plaignant et ferme le dossier
• enfin, le directeur général compétent compile une liste des plaintes reçues en vue de produire un rapport annuel

Le Programme de traitement des plaintes externes est assujetti à la législation, aux règlements et aux politiques applicables et adhère aux principes d’équité et d’égalité envers les auteurs allégués d’actes répréhensibles et les plaignants et assure la protection de l’identité du plaignant et la confidentialité des renseignements fournis.

Le processus, le délai d’exécution et, dans certains cas, la méthode de gestion des plaintes font maintenant l’objet d’une surveillance par le directeur général compétent et le BVE. Cela fournit l’assurance que l’examen, le suivi et la clôture des dossiers se déroulent dans les règles.

Section F – Autres dispositions générales en matière de sûreté

F.1 Responsabilité du titulaire d’une autorisation (article 21)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 21 de la Convention commune.

Au Canada, la responsabilité première de la sûreté de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs incombe au titulaire de permis, en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et de ses règlements d’application, et ne peut être déléguée par le titulaire de permis à d’autres personnes ou organisations. Dans le cadre de cette responsabilité, le titulaire de permis doit prévoir suffisamment de ressources humaines et financières (voir la section F.2).

En outre, le REGDOC-3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation, énonce les principes de réglementation de la CCSN selon lesquels :

• le titulaire de permis est directement responsable de la gestion des activités réglementées d’une manière qui protège la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement, tout en respectant les obligations nationales et internationales du Canada en ce qui concerne l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire
• la CCSN veille à ce que ces personnes et ces organisations s’acquittent dûment de leurs responsabilités et elle en rend compte devant le Parlement canadien et la population canadienne

Le titulaire de permis doit se conformer en tout temps aux exigences réglementaires, y compris aux lois et aux règlements applicables, au permis et au fondement d’autorisation. Le titulaire de permis doit examiner et prendre en compte les orientations réglementaires; s’il choisit de ne pas les suivre, il doit expliquer comment l’autre méthode qu’il a choisie répond aux exigences réglementaires.

F.2 Ressources humaines et financières (article 22)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 22 de la Convention commune.

F.2.1 Ressources humaines

On entend par ressources humaines adéquates l’embauche de personnel qualifié en nombre suffisant pour effectuer toutes les activités normales sans tension ni retard indus, y compris la supervision du travail effectué par les entrepreneurs externes. L’alinéa 44(1)k) de la LSRN sert de fondement législatif pour la qualification, la formation et l’examen du personnel. Les alinéas 12(1)a) et 12(1)b) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) précisent que le titulaire de permis doit assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés formés.

À l’instar de la situation dans de nombreux pays qui possèdent un programme nucléaire arrivé à maturité, le secteur nucléaire canadien et la CCSN ont tous deux eu de la difficulté à recruter du personnel expérimenté au cours des dernières années, en partie en raison du vieillissement de la population canadienne. Les sections suivantes décrivent les initiatives qui ont été mises en œuvre par les différentes parties dans le but de se doter des ressources humaines requises pour assurer la stabilité à long terme de la main-d’œuvre.

F.2.1.1 Réseau d’excellence universitaire en génie nucléaire

Établi en 2002, le Réseau d’excellence universitaire en génie nucléaire (REUGN) est une alliance d’universités canadiennes, de sociétés d’énergie nucléaire et d’agences de recherche et de réglementation s’efforçant de soutenir et de développer l’éducation et la capacité de recherche et développement (R-D) dans le domaine nucléaire dans les universités canadiennes. Il vise à assurer une main-d’œuvre durable en ingénieurs et chercheurs nucléaires qualifiés pour répondre aux besoins actuels et futurs du secteur nucléaire canadien. Il accomplit cela au moyen d’études et de formations universitaires et en encourageant les jeunes à choisir une carrière dans le secteur nucléaire. Pour obtenir davantage de renseignements, consulter le site suivant : unene.ca (en anglais).

L’alliance est formée d’universités canadiennes, de ministères et d’organismes gouvernementaux, comme Ressources naturelles Canada (RNCan) et la CCSN, ainsi que de partenaires du secteur industriel, notamment Ontario Power Generation (OPG), le Groupe des propriétaires de CANDU (COG), Bruce Power, les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC), SNC Nuclear, Amec Foster Wheeler et la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN).

Grâce aux fonds fournis par tous les partenaires du secteur nucléaire, le Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie et la CCSN tiennent à appuyer l’éducation et la recherche en science nucléaire et en ingénierie des universités suivantes :

• Université McMaster
• Université Ontario Tech
• Université Queen’s
• Collège militaire royal du Canada
• Université de Guelph
• Université du Nouveau-Brunswick
• Université de Toronto
• Université de Waterloo
• Université Western

Les fonds du REUGN permettent la création de chaires de recherche industrielle dans des domaines spécialisés pour ces universités et les étudiants inscrits à des programmes de maîtrise et de doctorat y sont formés. De plus, le REUGN commandite des projets de recherche en collaboration sur des sujets d’intérêt pour le secteur nucléaire. Il appuie notamment un programme de maîtrise en génie nucléaire offert conjointement par les universités participantes et destiné aux employés des entreprises partenaires, qui peut être suivi à temps partiel.

Des exemples de projets entrepris par le REUGN incluent les travaux dans le domaine de la chimie aqueuse à haute température, la recherche sur la corrosion et la corrosion sous contrainte avec les matériaux des réacteurs, l’analyse de la sûreté nucléaire et la thermohydraulique.

F.2.1.2 CANTEACH

Le programme CANTEACH a été lancé par Énergie atomique du Canada limitée (EACL), OPG, le COG, Bruce Power, l’Université McMaster, l’École Polytechnique de Montréal et la Société nucléaire canadienne pour répondre aux besoins en matière de planification de la relève. Il vise l’élaboration, la tenue à jour et la diffusion électronique d’une série complète de documents d’enseignement et de formation. La CCSN et d’autres membres du secteur nucléaire contribuent eux aussi au programme. Pour obtenir davantage de renseignements, consulter le site : canteach.candu.org.

F.2.1.3 Ontario Power Generation

À l’heure actuelle, la Division de la gestion des déchets nucléaires (DGDN) d’OPG compte environ 210 employés à temps plein. La demande sur le plan de l’embauche fluctue et dépend principalement de l’attrition résultant des départs à la retraite. OPG utilise un modèle « centralisé » dans lequel les groupes de soutien (comme génie, radioprotection, santé et sécurité, environnement) sont gérés selon une structure hiérarchique organisationnelle. Le personnel de chacun de ces groupes se fait un devoir d’aider la DGDN et s’ajoute au nombre d’employés de base. Le personnel des métiers spécialisés et semi-spécialisés est habituellement recruté à l’interne et, au besoin, sur le marché du travail externe.

La DGDN applique les stratégies de recrutement et de maintien en poste suivantes, dans la mesure du possible :

• gestion de la relève – OPG évalue les capacités d’apprentissage et la planification de la relève pour tous les postes de direction
• embauche anticipée – les postes essentiels au sein d’OPG sont repérés dans le cadre du programme de gestion de la relève de l’organisation et on a recours à l’embauche anticipée dans la mesure du possible
• programme de perfectionnement et programme d’enseignement coopératif – des étudiants universitaires ou collégiaux des domaines techniques ou des affaires sont embauchés pour des stages d’une durée variant de quatre à quinze mois
• participation à la planification des effectifs au sein d’OPG – afin d’assurer un recrutement adéquat en prévision des besoins en matière d’effectif, la demande de la Division en matière d’embauche se fait au moyen des processus internes de sélection et de placement d’OPG. La Division se concentre sur les postes d’opérateur et de technicien en entretien qualifiés avec un processus d’induction en vue de fournir la formation dans les domaines essentiels
• main-d’œuvre semi-qualifiée – le cas échéant, des travailleurs sont recrutés directement dans les collectivités visées
• gestion des connaissances – la gestion des connaissances essentielles et des risques connexes entraînés par les changements de postes (ou par le départ d’un employé) constitue une priorité clé en raison des données sur les effectifs, des départs à la retraite imminents, des transitions dans de nouveaux rôles ainsi que de la formation et du perfectionnement requis pour les fonctions spécialisées. Les connaissances essentielles et l’expertise des employés doivent absolument être maintenues pour optimiser les activités en cours.

La DGDN cerne et atténue les risques associés aux connaissances essentielles et maintient ces dernières au moyen de la trousse d’outils d’OPG à cet égard, de même que d’autres stratégies, outils et ressources; le processus aboutit ultimement à l’élaboration des plans de gestion des connaissances.

Grâce à l’importance qu’elle continue d’accorder à la gestion de la relève et du savoir, à la planification de la main-d’œuvre et au perfectionnement du personnel, la DGDN d’OPG est bien placée pour satisfaire à ses besoins en matière de personnel qualifié à court et à long terme.

F.2.1.4 Bruce Power

Le cadre de gestion intégrée des talents de Bruce Power s’harmonise avec sa stratégie et ses objectifs organisationnels afin de garantir la disponibilité de personnel qualifié pour mener à bien les activités liées à la sûreté pendant la durée de vie de ses programmes de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Bruce Power veille à disposer des compétences et des comportements adéquats pour atteindre l’excellence et réaliser sa vision : « Safe. Reliable. Securing Tomorrow. » (Sûr. Fiable. Pour un avenir sécuritaire.)

Ce processus passe par des examens des talents calibrés pour les employés de tous les niveaux de gestion, y compris les collaborateurs individuels, la mise en place de plans de relève rigoureux pour les postes de gestionnaire intermédiaire et supérieur et l’élaboration de plans de perfectionnement personnalisés fondés sur des évaluations intensives du leadership, tout en tirant parti des parcours professionnels pour prévoir les prochaines étapes. Son processus d’examen de la gestion des talents est directement lié à sa série de programmes de perfectionnement du leadership. En effet, l’entreprise utilise les données sur les talents afin de cerner les besoins et d’élaborer des programmes de perfectionnement du leadership pour ensuite dresser des listes de participants en fonction des besoins en matière de perfectionnement. L’intégration de ces programmes et l’engagement de l’équipe de la haute direction ont permis à Bruce Power de continuer de se concentrer sur l’établissement d’un solide bassin de candidats qualifiés pour répondre à ses priorités organisationnelles et de viser en permanence l’obtention de résultats opérationnels.

F.2.1.5 Société de gestion des déchets nucléaires

Après que le gouvernement du Canada ait adopté la méthode de la gestion adaptative progressive (GAP) en 2007, la SGDN a entamé sa transition, évoluant d’un petit groupe axé sur des études à une société durable ayant la pleine responsabilité de l’exécution de la méthode.

Le 1^er janvier 2009, la SGDN est devenue son propre employeur, disposant de l’infrastructure connexe nécessaire, notamment sur le plan des finances, des services juridiques et des ressources humaines. Le niveau de dotation est passé de 27 employés à la fin de 2007 à 81 personnes un an plus tard, pour atteindre 186 employés au début de 2020. La première vague de personnel s’explique par le transfert à la SGDN du personnel d’OPG qui travaillait sur des programmes de la Société et sur le projet de dépôt géologique en profondeur pour ses déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA). Un avantage considérable de cet arrangement a été l’acquisition de l’expérience d’une équipe établie en gestion des déchets nucléaires et en dépôt géologique.

Au cours des trois dernières années, la SGDN a continué d’embaucher des employés et des entrepreneurs pour soutenir son processus de sélection d’un site. De plus en plus, la SGDN a également embauché du personnel pour contribuer à sa transformation d’une organisation technique à une organisation nucléaire capable de détenir un permis de la CCSN. La SGDN compte aussi des bureaux dans les collectivités qui participent à l’évaluation préliminaire du caractère adéquat du site.

Les employés de la SGDN sont des professionnels qualifiés qui participent régulièrement à des activités de perfectionnement et de formation afin d’accroître leurs compétences techniques et professionnelles. Les nouveaux employés sont tenus de suivre de la formation pour satisfaire aux besoins essentiels de leurs domaines. L’organisation a également élaboré des plans de relève afin de s’assurer qu’une équipe de gestion supérieure durable est en place pour l’avenir.

La recherche contribue également à façonner l’élaboration du processus de préparation du site et continue de favoriser sa mise en œuvre. La SGDN a conclu des contrats avec plus d’une quinzaine d’universités canadiennes pour soutenir sa capacité de recherche.

L’organisation travaille avec un groupe de consultants de partout au Canada et de l’étranger pour appuyer ses activités en matière de conception, de choix d’un site et d’établissement de la confiance. Elle entretient également des rapports avec de nombreuses organisations internationales et a signé des accords d’échange avec des organisations nationales de gestion des déchets radioactifs en Suède, en Finlande, en Suisse, en France, en République de Corée et au Royaume-Uni pour veiller à ce que les pratiques exemplaires internationales soient respectées.

F.2.2 Ressources financières

Le Canada applique le principe du « pollueur-payeur » aux installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Selon ce principe, les propriétaires de déchets sont financièrement responsables de la gestion de leurs déchets radioactifs et le gouvernement du Canada a mis en place des mécanismes pour s’assurer que cette responsabilité financière ne soit pas assumée par la population canadienne. Cette position a été réitérée dans la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs (voir la section B.1.2) du Canada. Depuis 2002, les propriétaires de déchets de combustible nucléaire sont précisément tenus, en vertu de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN), de mettre de côté des fonds distincts en vue du financement intégral des activités de gestion à long terme des déchets.

F.2.2.1 Déchets historiques

Dans certains cas, des mesures de remise en état s’imposent sur des sites dont le gouvernement fédéral n’est pas le propriétaire, mais pour lesquels le propriétaire d’origine n’existe plus. Le gouvernement peut alors décider d’accepter la responsabilité de la gestion de ces déchets; il prend cette décision au cas par cas. En mars 2001, le gouvernement du Canada et les municipalités locales de la région de Port Hope (Ontario) ont signé une entente concernant des propositions élaborées par la collectivité en vue de s’occuper de l’assainissement et de la gestion à long terme de la majeure partie des déchets historiques du Canada, lançant ainsi l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH). En 2012, le gouvernement du Canada a annoncé l’octroi d’un montant de 1,28 milliard de dollars pour financer la mise en œuvre de l’IRPH. Dans le cadre d’un modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE), les LNC se chargent, pour le compte d’EACL, de la gestion de ces déchets ainsi que des déchets historiques désignés se trouvant dans tout le Canada.

F.2.2.2 Garanties financières

Les titulaires de permis d’installations nucléaires, notamment d’installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs ainsi que de mines et d’usines de concentration d’uranium, doivent fournir des garanties que des ressources financières adéquates sont disponibles en vue de leur déclassement et de la gestion des déchets radioactifs qui en résultent, y compris le combustible usé.

Le paragraphe 24(5) de la LSRN constitue le fondement juridique sur lequel repose cette exigence. L’alinéa 3(1)l) du RGSRN précise qu’une demande de permis doit comprendre « une description de la garantie financière proposée pour l’activité visée par la demande ». Le guide G-206 de la CCSN, intitulé Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées, traite des garanties financières en prévision des activités de déclassement. Ce document d’application de la réglementation sera bientôt remplacé par le REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées, qui a fait l’objet d’une consultation publique en 2019. Le guide G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, fournit de l’orientation sur la préparation des plans en vue du déclassement des activités autorisées par la CCSN. Ce document d’application de la réglementation sera bientôt remplacé par le REGDOC-2.11.2, Déclassement, qui a aussi fait l’objet d’une consultation publique en 2019. On peut consulter ces guides à : suretenucleaire.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents.

Les garanties financières doivent être suffisantes pour financer toutes les activités de déclassement approuvées. Celles-ci incluent non seulement le démantèlement, la décontamination et la fermeture, mais également toute surveillance ultérieure au déclassement ou toute mesure de contrôle institutionnel pouvant être requise, ainsi que la gestion à long terme ou le stockage définitif de tous les déchets, y compris le combustible usé. Pour veiller à ce qu’un titulaire de permis n’ait à couvrir qu’une seule fois les coûts du combustible usé, l’argent déposé dans les fiducies créées en vertu de la LDCN est considéré comme faisant partie de la garantie financière totale exigée par la CCSN.

La CCSN doit avoir l’assurance qu’elle-même ou ses agents peuvent avoir accès, sur demande, à des mesures de financement adéquates si le titulaire de permis n’est pas en mesure de remplir ses obligations en matière de déclassement. Les mesures de financement des travaux de déclassement peuvent comporter différentes formes de garanties financières, notamment des fonds en espèces, des lettres de crédit, des cautionnements, des assurances et des engagements irrévocables d’un gouvernement (fédéral ou provincial). La CCSN déterminera leur acceptabilité en se fondant sur les critères généraux suivants :

• Liquidité – Les mesures de financement proposées devraient être établies de sorte qu’aucun prélèvement de fonds ne puisse se faire sans l’approbation de la CCSN et que le versement des fonds aux fins de déclassement ne puisse être interdit, indûment retardé ou compromis pour quelque raison que ce soit.
• Valeur garantie – Les titulaires de permis devraient choisir des moyens de financement, des instruments ou des arrangements financiers dont la valeur est entièrement assurée.
• Valeur adéquate – Les mesures de financement devraient être suffisantes, à tout moment ou à des moments établis à l’avance, pour financer les plans de déclassement pour lesquels elles sont prévues.
• Continuité de disponibilité – Les garanties financières requises pour le déclassement devraient être maintenues en permanence. Cela peut exiger le renouvellement, la révision ou le remplacement périodiques des titres financiers ou à échéance fixe. Par exemple, lors d’un renouvellement de permis, le plan préliminaire de déclassement pourrait être révisé et les garanties financières mises à jour en conséquence. Au besoin, pour assurer la continuité de la couverture, les mesures de financement devraient inclure des dispositions de préavis de résiliation ou d’intention de non renouvellement.

La CCSN exige que tous les titulaires de permis, des grandes installations complexes aux utilisateurs de sources scellées et d’appareils à rayonnement, détiennent des garanties financières (voir section J.1.3.7).

F.3 Assurance de la qualité (article 23)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 23 de la Convention commune.

F.3.1 Exigences du système de gestion

Les règlements pris en vertu de la LSRN exigent que les titulaires de permis préparent et mettent en œuvre un système de gestion pour les activités, notamment des mesures visant à promouvoir et à soutenir les programmes de culture de sûreté des installations nucléaires. Les titulaires de permis d’installations de gestion de combustible usé et de déchets radioactifs doivent soumettre le manuel de leur système de gestion et leurs programmes à la CCSN avant d’entreprendre leurs activités prévues. L’organisation responsable de l’installation doit établir et mettre en œuvre un système de gestion pour les articles et les services que l’installation fournit. Ce système comprend les activités autorisées de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs de plus d’un site. Lorsqu’un permis a été délivré, le titulaire de permis met en œuvre, évalue et améliore constamment le système de gestion et il doit aussi en prouver l’efficacité.

La norme N286-12 du Group CSA, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, intègre les exigences d’autres normes sur les systèmes de gestion, comme celles qui ont trait à la qualité, à la santé, à la sûreté, à l’environnement, à l’économie et à la sécurité. Elle s’applique aux cadres supérieurs qui assument la responsabilité générale de l’installation nucléaire. La norme CSA N286-12 s’applique à toutes les installations nucléaires, y compris les installations de gestion de combustible usé et de déchets radioactifs aux centrales nucléaires ainsi que les mines et usines de concentration d’uranium. Le système de gestion doit respecter les exigences de cette norme, ce qui indique l’importance qu’occupe la sûreté dans la prise de décisions et de mesures. Outre les exigences génériques, cette norme énonce également des exigences particulières pour les activités du cycle de vie des installations de gestion des déchets radioactifs.

Dans sa demande de permis, le demandeur décrit comment les principales caractéristiques de son système de gestion respectent les exigences pertinentes de la norme CSA N286-12 et comment le système de gestion sera mis en œuvre. La demande de permis est examinée par le personnel de la CCSN. Les activités spécifiques de gestion des déchets sont réalisées dans le cadre de certains programmes acceptés par la CCSN.

F.3.2 Évaluations du système de gestion

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). Il examine aussi les résultats des examens et des évaluations internes effectués par le titulaire de permis. Une fois acceptée la documentation du système de gestion, la CCSN planifie et effectue la vérification de la conformité pour s’assurer que le titulaire de permis respecte ses dispositions. Lorsqu’elle relève des lacunes, la CCSN produit un rapport détaillé sur les constatations et le transmet au titulaire du permis, qui doit y répondre et apporter des mesures correctives. Selon l’approche « sans surprises » adoptée par le personnel de la CCSN, les constatations préliminaires sont présentées aux titulaires de permis afin qu’ils prennent des mesures correctives immédiates, s’il y a lieu. Il incombe à la CCSN de vérifier et de faire respecter la conformité. La CCSN utilise une stratégie d’application progressive qui repose sur trois principes fondamentaux : souplesse, rapidité d’exécution et transparence. L’application de la loi comprend toutes les activités visant à obliger un titulaire de permis à se conformer de nouveau et à prévenir tout autre cas de non-conformité à la LSRN, à ses règlements ainsi qu’aux permis, décisions, certificats et ordres délivrés par la CCSN.

F.4 Radioprotection durant l’exploitation (article 24)

La présente section porte sur les obligations prévues à l’article 24 de la Convention commune.

F.4.1 Maintenir la radioexposition et les doses au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre

Les activités aux installations canadiennes de gestion de combustible usé et de déchets radioactifs doivent être exécutées de façon à ce que la radioexposition et les doses reçues par les travailleurs, par le public et dans l’environnement soient maintenues en deçà des limites de dose réglementaires de la CCSN et au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA, de l’anglais As Low As Reasonably Achievable), compte tenu des facteurs économiques et sociaux. L’approche est régie par la LSRN et le Règlement sur la radioprotection (RRP). La radioexposition et les doses sont maintenues au niveau ALARA grâce à la mise en œuvre d’un programme de radioprotection qui comprend les éléments suivants :

• la maîtrise des méthodes de travail par la direction
• les qualifications et la formation du personnel
• le contrôle de l’exposition du personnel et du public au rayonnement
• l’établissement de plans en cas de situations inhabituelles
• la mesure de la quantité et de la concentration de tout rejet de substances nucléaires occasionné par des activités autorisées

Pour déterminer les approches et les méthodes techniques appropriées, il convient de souligner que l’on tient compte des facteurs sociaux et économiques plutôt que du développement social et économique.

Afin d’assurer une application uniforme du principe ALARA par les titulaires de permis, la CCSN a publié le guide G-129, révision 1, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) », qui décrit plus en détail les exigences réglementaires.

F.4.2 Limite de dose

La CCSN établit des limites de dose efficace et équivalente dans le RRP pour les travailleurs du secteur nucléaire, les travailleuses enceintes du secteur nucléaire et les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire.

L’article 13 du RRP exige que chaque titulaire de permis veille à ce que les limites de dose efficace suivantes ne soient pas dépassées :

• 50 mSv par période de dosimétrie d’un an et 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans pour les travailleurs du secteur nucléaire
• 4 mSv pour le reste de la grossesse des travailleuses enceintes du secteur nucléaire (c.-à-d. la période comprise entre le moment où un titulaire de permis est informé par écrit de la grossesse d’une travailleuse et la fin de celle-ci)
• 1 mSv par année civile pour les personnes qui ne sont pas des travailleurs du secteur nucléaire

L’article 14 du RRP exige que chaque titulaire de permis veille à ce que les limites de dose équivalente suivantes ne soient pas dépassées :

• 150 mSv par période de dosimétrie d’un an pour le cristallin d’un travailleur du secteur nucléaire et 15 mSv par année civile pour toute autre personne
• 500 mSv par période de dosimétrie d’un an pour la peau, les mains et les pieds d’un travailleur du secteur nucléaire et 50 mSv par année civile pour toute autre personne

L’article 15 du RRP décrit en détail les exigences réglementaires concernant l’exposition des personnes qui font partie de l’organisation d’intervention du titulaire de permis pendant la maîtrise d’une situation d’urgence.

F.4.3 Seuils d’intervention

En ce qui a trait à la radioprotection professionnelle, conformément à l’alinéa 3(1)e) du RGSRN, une demande de permis doit comprendre les mesures proposées pour assurer la conformité au RRP. Selon l’alinéa 3(1)f) du RGSRN, la demande de permis doit aussi comprendre tout seuil d’intervention proposé aux fins de l’article 6 du RRP.

L’article 6 du RRP définit un seuil d’intervention comme « une dose de rayonnement déterminée ou tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières. » Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, le titulaire de permis doit prendre les mesures suivantes :

• aviser la CCSN
• faire enquête pour déterminer la cause des événements qui ont déclenché le seuil d’intervention
• prendre des mesures pour rétablir l’efficacité du programme de radioprotection

Les seuils d’intervention sont conçus pour alerter les titulaires de permis avant que les limites de dose réglementaires ne soient atteintes; ils sont établis dans le cadre des programmes de radioprotection des titulaires de permis. Il incombe aux titulaires de permis de déterminer les paramètres de leur programme qui servent d’indicateurs opportuns d’une perte potentielle de contrôle du programme. Pour cette raison, les seuils d’intervention varient selon les activités et installations du titulaire de permis et peuvent changer au fil du temps, selon les conditions opérationnelles et radiologiques. Par définition, si un seuil d’intervention est atteint, cela signifie qu’une perte de contrôle d’une partie quelconque du programme de radioprotection connexe peut s’être produite. Des mesures précises sont alors requises. Lorsqu’un seuil d’intervention est atteint, la mesure précisée en vertu du RRP consiste à établir la cause de l’atteinte du seuil d’intervention, à restaurer l’efficacité du programme de radioprotection et à aviser la CCSN dans les délais prescrits. Le guide G-228 de la CCSN, Élaboration et utilisation des seuils d’intervention, fournit des renseignements supplémentaires sur les attentes en matière de réglementation.

F.4.4 Dosimétrie

La CCSN exige que chaque titulaire de permis détermine et consigne la dose de rayonnement reçue par les travailleurs au moyen de mesures ou d’activités de surveillance directes ou, lorsque l’utilisation de ces méthodes n’est pas possible, par estimation. Selon le RRP, un travailleur du secteur nucléaire peut vraisemblablement recevoir une dose efficace supérieure à 5 mSv pour une période de dosimétrie d’un an. Le titulaire de permis est tenu de recourir à un service de dosimétrie autorisé par la CCSN. Les normes concernant les services de dosimétrie autorisés au Canada se trouvent dans le document S-106, révision 1, Exigences techniques et d’assurance de la qualité pour les services de dosimétrie, publié en mars 2006. Les services de dosimétrie autorisés doivent soumettre les résultats dosimétriques de chaque travailleur du secteur nucléaire au Fichier dosimétrique national de Santé Canada.

F.4.5 Prévention des rejets accidentels

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.

Étant donné la robustesse de la conception des installations d’entreposage qui abritent des matières à risque élevé comme le combustible usé, la possibilité d’un rejet important est surtout présente au cours de la manutention des matières. Ces opérations sont étroitement surveillées par le titulaire de permis, qui serait disponible dans l’éventualité peu probable d’un rejet accidentel. Le processus de transfert des déchets du point d’origine à un site d’entreposage fait l’objet de contrôles stricts et est seulement effectué de la manière la plus sûre possible. Certains de ces contrôles incluent l’obligation de transporter le combustible usé à des vitesses extrêmement basses sur des routes de transit contrôlées physiquement durant le transfert et l’interdiction de transférer le combustible usé par mauvais temps, notamment en cas de grands vents, de pluie ou de neige. Les colis utilisés pour le transport de matières radioactives sont conçus pour résister aux accidents pendant le transport afin d’assurer le confinement et sont inspectés et vérifiés régulièrement pour confirmer leur intégrité.

En cas de rejet non contrôlé dans l’environnement, des employés compétents du titulaire de permis sont présents pour effectuer un premier nettoyage et confinement dans le but d’empêcher toute propagation supplémentaire des contaminants radioactifs. Au besoin, les déchets radioactifs entreposés peuvent être récupérés et conservés de manière plus sécuritaire. Selon l’ampleur et la gravité du rejet, des mesures d’urgence et des plans d’intervention d’urgence sont mis en œuvre.

F.4.6 Protection de l’environnement

La protection de l’environnement constitue l’un des 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) (l’annexe 3 contient une description des 14 DSR) pris en compte par la CCSN lorsqu’elle évalue la mesure dans laquelle ses titulaires de permis se conforment aux attentes et aux exigences réglementaires en vue d’empêcher que le risque pour l’environnement devienne inacceptable, conformément aux politiques, lois et règlements canadiens en matière d’environnement ainsi qu’aux obligations internationales du Canada. Le DSR relatif à la protection de l’environnement vise les programmes qui permettent de repérer, de contrôler et de surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses. Il intègre les principaux concepts de la prévention de la pollution et de l’amélioration continue. Il porte également sur les effets des installations ou des activités autorisées sur l’environnement ainsi que sur le biote humain et non humain.

Le document d’application de la réglementation REGDOC-2.9.1, Protection de l’environnement : Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement (publié en décembre 2016), établit les attentes et les exigences réglementaires de la CCSN à l’égard des programmes liés à la protection de l’environnement. Plus précisément, il décrit :

• les principes de protection de l’environnement de la CCSN pour toutes les installations ou activités nucléaires qui ont une incidence sur l’environnement
• la portée d’un examen environnemental, y compris les rôles et responsabilités associés à un tel examen
• les exigences et l’orientation de la CCSN à l’intention des demandeurs et des titulaires de permis à l’égard de l’élaboration des mesures de protection de l’environnement, y compris une évaluation des risques environnementaux (ERE), le cas échéant, pour les installations et activités nouvelles et existantes

Le REGDOC-2.9.1 précise les attentes de la CCSN à l’égard des demandeurs et des titulaires de permis pour ce qui est du cycle entier du combustible nucléaire et établit l’orientation relative aux mesures de protection de l’environnement que doivent mettre en place les titulaires de permis en vue d’assurer la protection des personnes et de l’environnement. Ces mesures sont établies en fonction d’une installation ou d’une activité. Toutes les installations ou activités ne sont pas tenues d’appliquer toutes les mesures de protection de l’environnement décrites dans ce document d’application de la réglementation. La CCSN permet au demandeur ou au titulaire de permis de se conformer à certaines exigences en démontrant qu’une mesure particulière n’est pas nécessaire ou ne s’applique pas à l’installation ou à l’activité visée. Selon ce scénario, une demande de permis qui décrit la nature des activités autorisées proposées est jugée satisfaisante sur le plan de la protection de l’environnement, pourvu que le personnel de la CCSN conclue que l’installation ou les activités n’ont pas d’incidences importantes sur l’environnement.

F.4.6.1 Système de gestion de l’environnement

Un système de gestion de l’environnement (SGE) désigne la gestion des politiques, mesures et procédures environnementales d’une organisation d’une manière exhaustive, systématique, planifiée et documentée. Il comprend la structure organisationnelle, les activités de planification et les ressources permettant d’élaborer, de mettre en œuvre et de tenir à jour une politique en matière de protection de l’environnement et d’assurer l’amélioration continue :

• en cernant et en gérant les risques environnementaux associés à une installation ou à une activité
• en repérant, en mettant en œuvre et en tenant à jour les activités et technologies de contrôle de la pollution
• en surveillant les rejets
• en surveillant les contaminants et leurs effets potentiels dans l’environnement

Le SGE constitue l’outil de gestion permettant d’intégrer toutes les mesures de protection de l’environnement du demandeur ou du titulaire de permis dans un processus documenté, géré et vérifiable :

• en cernant et en gérant les situations de non-conformité et les mesures correctives dans le contexte des activités, au moyen d’inspections et de vérifications internes et externes
• en faisant la synthèse du rendement de ces activités et en rendant des comptes à cet égard, tant à l’interne (structure de gestion du titulaire de permis) qu’à l’externe (à l’intention de la Commission et du public)
• en formant le personnel qui participe à ces activités
• en veillant à la disponibilité des ressources (comme le personnel qualifié, l’infrastructure organisationnelle, la technologie et les ressources financières)
• en définissant et en déléguant les rôles, responsabilités et pouvoirs essentiels à la gestion efficace de l’environnement

Le SGE peut être mis en œuvre à l’intérieur du système de gestion intégré du titulaire de permis. La norme CAN/CSA ISO 14001, Systèmes de management environnemental — Exigences et lignes directrices pour son utilisation (version de 2004 ou versions ultérieures), énonce les exigences relatives à un SGE qu’un titulaire de permis peut mettre en place pour renforcer le rendement environnemental. Le titulaire de permis doit s’assurer que la portée du SGE est conforme aux définitions d’environnement, d’effets environnementaux et de prévention de la pollution. Il doit effectuer des vérifications internes et réaliser annuellement un examen de gestion.

Dans le cadre du SGE, le titulaire de permis devrait tenir compte des exigences d’établissement de rapports associées aux situations d’urgence potentielles ou réelles. Le SGE devrait également traiter des mesures de préparation et d’intervention en cas d’urgence environnementale en ce qui concerne :

• les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets des rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses sur l’environnement
• les mesures proposées pour assurer la disponibilité et l’accessibilité des instruments de surveillance environnementale en cas de situation d’urgence
• l’inclusion des plans d’aménagement des instruments et de l’équipement de surveillance environnementale dans les plans d’urgence

F.4.6.2 Évaluation des risques environnementaux

Dans le cadre du document REGDOC 2.9.1, les titulaires de permis doivent réaliser une évaluation des risques environnementaux (ERE). L’évaluation des risques environnementaux est un processus systématique utilisé pour déterminer, quantifier et caractériser le risque posé par les rejets de substances nucléaires et dangereuses et les perturbations physiques (facteurs de stress) dans l’environnement pour le biote représentatif (humain et non humain). Il s’agit d’une pratique ou d’une méthode qui fournit des renseignements scientifiques pour appuyer la prise de décisions et établir un ordre de priorité lors de la mise en œuvre des mesures d’atténuation.

L’ERE sert de fondement pour établir la portée et la complexité des programmes de surveillance, y compris les programmes de surveillance des effluents et de l’environnement. Les données de l’ERE peuvent contribuer au programme de surveillance des effluents en déterminant les contaminants radioactifs et non radioactifs particuliers ainsi que les facteurs de stress physiques et les sources ou points de rejets provenant de l’installation nucléaire ou de l’activité autorisée, puis en établissant leur priorité.

L’ERE est un outil évolutif mis à jour périodiquement à mesure que de nouveaux renseignements sont recueillis. Si une ERE indique que la nature, l’étendue et l’importance des effets environnementaux dépassent ce qui a été prévu, plusieurs mesures peuvent être prises, notamment la réévaluation des effets environnementaux sous l’angle des risques, l’examen des mesures d’atténuation nécessaires et la détermination de toute modification qu’il faudrait apporter aux programmes de surveillance de l’environnement et des effluents.

La norme CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium (publiée en 2012), traite de la conception, de la mise en œuvre et de la gestion d’un programme d’évaluation des risques environnementaux.

F.4.6.3 Protection du public

En vertu de la LSRN et de ses règlements d’application, le titulaire de permis doit démontrer que la santé, la sécurité et la sûreté du public sont protégées de l’exposition aux substances nucléaires et dangereuses rejetées par l’installation nucléaire. Selon le REGDOC-2.9.1, une évaluation du risque pour la santé humaine est réalisée dans le cadre de l’ERE; elle permet de prévoir la nature et la probabilité des effets néfastes sur la santé humaine découlant de rejets de substances nucléaires et dangereuses provenant de l’installation nucléaire et d’autres facteurs de stress physiques, comme le bruit.

De plus, les rejets de substances nucléaires et dangereuses sont contrôlés et surveillés au moyen du programme de surveillance des effluents et des émissions et du programme de surveillance de l’environnement. Les titulaires de permis sont tenus de signaler aux organismes de réglementation, y compris la CCSN, tout rejet non autorisé de substances nucléaires ou dangereuses dans l’environnement (p. ex., les déversements). Ils doivent également présenter un rapport de suivi détaillant les résultats de l’enquête et toute mesure corrective prise pour éviter qu’une telle situation ne se reproduise.

F.4.6.3.1 Dose estimée au public

Les titulaires de permis sont tenus de démontrer que la dose estimée au public provenant de leurs activités autorisées est inférieure à la limite de dose réglementaire de 1 mSv par année civile. Certains titulaires de permis y parviennent en saisissant les résultats de leurs activités de surveillance et de contrôle des effluents dans un modèle de transport environnemental, comme il est décrit dans la norme CSA N288.1, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Ils utilisent ce modèle pour calculer la dose estimée au public découlant de l’activité autorisée. D’autres titulaires de permis exercent une surveillance le long du périmètre à l’aide de dosimètres thermoluminescents ou une surveillance active pendant l’exécution des activités autorisées.

F.4.6.3.2 Études sur les effets de l’exposition aux rayonnements ionisants sur la santé

Les effets sur la santé de l’exposition aux rayonnements ionisants sont étudiés depuis des dizaines d’années¹. Ceux-ci se divisent en deux grandes catégories : les effets sur les tissus et les effets stochastiques. Les effets sur les tissus sont des changements dans les cellules qui sont inévitables après une dose aiguë de rayonnement dépassant une valeur seuil (généralement supérieure à 1 000 mSv). La gravité des effets sur la santé, comme le rougissement de la peau, les brûlures et la chute des cheveux, augmente avec la dose de rayonnement reçue. On utilise le terme « stochastique » pour grouper des effets radio-induits (tels que le cancer ou les maladies héréditaires) qui présentent un risque statistique. À des doses faibles et modérées (inférieures à 1 000 mSv), ce sont les effets stochastiques qui prédominent. Pour ces maladies, la probabilité qu’elles surviennent augmente proportionnellement en fonction de la dose reçue. Autrement dit, plus la dose est élevée, plus la probabilité qu’un effet survienne est importante. Toutefois, il n’est jamais certain (même pour des doses relativement élevées) qu’un cancer ou des lésions génétiques surviendront, en raison de la capacité de l’organisme de réparer l’ADN endommagé. Il est à noter que des effets héréditaires n’ont pas été observés chez les être humains mais uniquement dans le cadre d’études sur les plantes et les animaux. Il est difficile d’attribuer un effet sur la santé directement à une exposition aux rayonnements à des doses inférieures à environ 100 mSv, en raison de la fréquence élevée des maladies et des affections dans toutes les populations en l’absence d’exposition aux rayonnements.

La connaissance actuelle des effets sur les tissus et des effets stochastiques repose sur des études portant sur la durée de vie des survivants de la bombe atomique². De nombreuses études publiées au Canada et à l’étranger appuient les conclusions des études portant sur la durée de vie. Parmi les populations canadiennes faisant l’objet d’études, citons les patients, les travailleurs du secteur nucléaire (y compris les travailleurs médicaux) et les personnes vivant à proximité d’installations nucléaires^3-16. Ensemble, ces études confirment qu’aux niveaux actuels d’exposition environnementale ou professionnelle, il ne devrait y avoir aucun effet néfaste sur la santé.

Comme nous l’avons indiqué, au Canada, le combustible usé et les déchets radioactifs sont contenus dans des installations d’entreposage provisoire. De la façon dont ils sont actuellement gérés, tous les stocks de déchets radioactifs représentent moins de 1 µSv de dose par année pour le public (1 000 fois moins que la limite de dose au public) et moins de quelques mSv par an pour les personnes qui travaillent avec ces déchets. À ces niveaux opérationnels, il n’y a pas de risque important pour la santé¹⁷.

Puisqu’il n’y a aucun dépôt géologique au Canada, et qu’il y en a peu dans le monde, les renseignements sur l’exposition du public aux rayonnements résultant de l’exploitation de ce type d’installation sont limités. Cependant, l’exposition du public au cours de situations existantes (ou normales) et dans les situations d’urgence a été modélisée et les doses devraient être inférieures à la limite de dose pour le public de 1 mSv par an pour les activités normales et être d’environ 1 mSv par an ou moins pour les situations d’urgence considérées comme des événements très improbables¹⁸.

En général, les évaluations des risques pour la santé ont porté sur le risque de cancer, principal effet sur la santé associé aux expositions aux rayonnements à faible dose. Toutefois, les leçons tirées des accidents nucléaires passés et d’autres types de catastrophe ont montré que les répercussions psychosociales constituent un facteur de santé important. Bien qu’il n’existe pas de définition largement acceptée, le terme « psychosocial » décrit l’interaction entre les aspects sociaux (tels que les relations interpersonnelles et les liens sociaux, les ressources sociales, les normes sociales, les valeurs sociales, les rôles sociaux, la vie communautaire, la vie spirituelle et religieuse) et les aspects psychologiques (tels que les émotions, les réflexions, les comportements, les connaissances et les stratégies d’adaptation) qui contribuent au bien-être général.

La commission d’examen conjoint (CEC) créée en 2012 et chargée d’examiner l’énoncé des incidences environnementales d’OPG à l’appui de la demande de cette dernière en vue d’obtenir un permis de préparation de l’emplacement et de construction d’un dépôt géologique en profondeur (DGP) pour ses déchets radioactifs de faible et de moyenne activités (DEFMA) présente un exemple d’une situation où on a tenu compte des répercussions psychosociales. Lors des audiences publiques de 2013, la CCSN a commandé une étude à M. William Leiss sur la stigmatisation du lieu¹⁹. Le mot « stigmatisation » désigne une sorte de marque sur une personne pour indiquer la honte, la disgrâce et la désapprobation. La stigmatisation du lieu renvoie aux lieux ou sites contaminés pour lesquels on est très conscient des risques, où la répartition des risques est inéquitable et où les conséquences pour les collectivités locales vivant à proximité de ces lieux sont graves et durables. Dans son étude, M. Leiss a conclu qu’une stratégie du choix de l’emplacement centrée sur la collectivité hôte consentante pourrait devenir l’option privilégiée dans le monde entier. Le CEC a également recommandé que la surveillance de la stigmatisation fasse partie du programme global de surveillance et de suivi. Pour être efficace, le cadre de surveillance devrait intégrer la collectivité en vue d’établir un processus par lequel celle-ci puisse être informée de la conception et des résultats des activités de surveillance et de suivi.

À titre d’organisme national de réglementation nucléaire, la CCSN veillera à ce que tous les déchets gérés actuellement et toutes les activités futures proposées respectent toutes les normes et exigences réglementaires, protégeant ainsi la santé et la sécurité de tous les Canadiens.

F.4.6.4 Contrôle et surveillance des effluents et des émissions

La CCSN réglemente les rejets dans l’environnement par le biais de limites de rejet autorisées qui sont des valeurs qui, si elles sont dépassées, indiquent que le titulaire de permis exerce ses activités en marge de son fondement d’autorisation durant l’exploitation normale, ce qui constitue un cas de non-conformité. Les limites de rejet autorisées visent à :

• protéger la santé humaine et l’environnement ambiant
• mettre en œuvre les technologies de prévention et de contrôle de la pollution
• favoriser l’amélioration continue
• veiller à ce que le titulaire de permis exerce ses activités dans le respect de son fondement d’autorisation approuvé

Les titulaires de permis établissent des contrôles des rejets dans l’environnement pour assurer la protection de l’environnement et respecter les principes du développement durable et de la prévention de la pollution. On encourage les titulaires de permis à établir des seuils d’intervention qui permettent de s’assurer que les limites de rejet autorisées ne seront pas dépassées, en signalant le plus rapidement possible une perte de contrôle potentielle d’une partie du programme de protection de l’environnement. Les seuils d’intervention permettent également de veiller à ce que les titulaires de permis démontrent un contrôle adéquat de leur installation en fonction de la conception approuvée de l’installation, des programmes de protection de l’environnement et des programmes de radioprotection. La norme CSA N288.8, Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires (publiée en 2017), fournit une orientation en vue de l’élaboration et de la mise en œuvre des seuils d’intervention relatifs aux rejets provenant des installations nucléaires.

Même s’il ne s’applique qu’à la radioprotection, le guide d’application de la réglementation de la CCSN G-228, Élaboration et utilisation des seuils d’intervention, donne de l’orientation générale utile sur les principes de base des seuils d’intervention. Ces principes, de même que le principe ALARA (décrit dans le guide G-129, révision 1, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) ») devraient être utilisés pour établir les cibles de rendement environnemental.

Parallèlement aux exigences particulières de surveillance réglementaire, l’ERE établit le fondement technique et la structure nécessaire pour cerner le besoin de surveillance des effluents et des émissions et les détails connexes. La conception du programme de surveillance des effluents et des émissions propre au site repose sur la caractérisation des emplacements, sur le volume, la composition et le débit prévus des rejets, ainsi que sur les quantités et les concentrations maximales proposées des substances nucléaires et dangereuses (y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques). La norme CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, publiée en 2011, aborde la conception, la mise en œuvre et la gestion d’un programme de surveillance des effluents conforme aux exigences juridiques et opérationnelles.

La surveillance des effluents et des émissions n’est pas obligatoire pour les installations et activités ne présentant pas de rejets mesurables considérables dans l’environnement. Dans de telles situations, le titulaire de permis devrait démontrer (par des méthodes techniques ou scientifiques) que les pratiques et barrières appropriées sont mises en place, surveillées et maintenues afin d’empêcher les rejets dans l’environnement.

La surveillance n’est pas non plus nécessaire pour les installations et les activités présentant un faible risque de rejets ou pour lesquelles les quantités de rejets sont trop faibles ou trop difficiles à mesurer à l’aide des pratiques exemplaires ou de l’équipement de l’industrie. S’il est impossible ou trop difficile de mesurer les quantités de rejets, le titulaire de permis peut estimer les émissions selon les principes chimiques et techniques liés aux processus propres au site.

F.4.6.4.1 Limites de rejet dérivées

Certaines installations nucléaires rejettent de façon contrôlée de petites quantités de substances radioactives dans l’atmosphère sous la forme d’effluents gazeux (p. ex., incinération de déchets radioactifs) et dans les cours d’eau avoisinants sous la forme d’effluents liquides (p. ex., eaux usées traitées). Le rejet de substances radioactives dans l’environnement sous la forme d’effluents gazeux et liquides en provenance d’installations nucléaires peut se traduire en doses de rayonnement pour le public par une ou plusieurs des voies suivantes :

• irradiation directe
• inhalation d’air contaminé
• ingestion d’eau et d’aliments contaminés

Pour ce qui est des substances nucléaires, 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 en utilisant 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. Pour la plupart des installations, une LRD est fondée sur l’atteinte d’une dose radiologique égale à la limite de dose annuelle réglementaire de 1 mSv/an pour un récepteur potentiel provenant des rejets atmosphériques et liquides d’une installation pendant son exploitation normale. Au lieu d’utiliser la limite de dose réglementaire, certaines installations calculent leurs LRD de manière à obtenir une limite de dose plus faible. Le secteur nucléaire fixe des objectifs opérationnels ou des limites administratives qui correspondent habituellement à une petite fraction des LRD. Ces objectifs sont fondés sur le principe ALARA. Ils sont propres à chaque installation et dépendent des facteurs qui existent à chacune.

Lorsqu’elle approuve les LRD, la CCSN étudie par quelles voies environnementales les substances radioactives pourraient atteindre les membres les plus exposés du public (également connus sous le nom de « groupe critique ») après avoir été rejetées par l’installation. Les membres du groupe critique sont les personnes susceptibles de recevoir la dose la plus élevée de rayonnement en raison de leur âge, de leur régime alimentaire, de leur style de vie et de leur situation géographique.

Les doses reçues par les membres du public à la suite de rejets normaux d’installations nucléaires canadiennes sont très faibles et constituent une petite fraction des limites de dose réglementaires fixées par la CCSN. La CCSN travaille actuellement à la rédaction du document REGDOC 2.9.2, Contrôle des rejets dans l’environnement provenant des installations nucléaires. Ce document d’application de la réglementation décrit officiellement le processus d’établissement et de mise en œuvre des limites de rejet autorisées pour les rejets dans l’environnement et définit les attentes concernant l’utilisation de la norme CSA N288.8 pour définir les seuils d’intervention sur le plan environnemental.

F.4.6.4.2 Niveaux de libération conditionnelle

Les niveaux de libération conditionnelle de certains titulaires de permis pour les rejets dans les égouts municipaux sont définis à l’aide de la méthode prévue dans le document AIEA-TECDOC-1000, Clearance of Materials Resulting from the Use of Radionuclides in Medicine, Industry and Research, qui a été publié en 1998 (en anglais seulement).

Les limites de rejet sont fondées sur deux groupes principaux de voies : celles qui résultent de la rétention de radionucléides dans les boues d’épuration à l’usine de traitement des eaux usées et celles qui résultent des effluents de l’usine de traitement des eaux usées rejetés dans une rivière. Les limites de rejet sont calculées séparément pour les deux groupes de voies, à savoir celles qui résultent de la rétention de radionucléides dans les boues d’épuration et celles qui résultent des effluents de l’usine de traitement des eaux usées rejetés dans une rivière. Les limites sont calculées de manière à ce que la dose efficace annuelle reçue par le récepteur soit de 10 μSv pour chacun des deux groupes de voies. La plus petite des deux limites ainsi calculées est arrondie au multiple de 10 le plus près et retenue comme limite pour le rejet de radionucléides. Ces limites sont indiquées dans l’annexe R du REGDOC-1.6.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement.

F.4.6.5 Surveillance de l’environnement

Conformément au REGDOC 2.9.1, ainsi qu’aux exigences réglementaires en matière de surveillance et à l’ERE, les mesures de surveillance de l’environnement que les titulaires de permis établissent et mettent en œuvre cadrent avec 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. Cette norme porte sur la surveillance des substances nucléaires et dangereuses et sur leurs effets potentiels sur le biote humain et non humain.

La surveillance de l’environnement se compose d’un ensemble d’activités intégrées, documentées et tenant compte du risque qui servent à l’échantillonnage, à la mesure, à l’analyse, à l’interprétation et à l’établissement de rapports concernant un ou l’ensemble des éléments suivants :

• la concentration de substances nucléaires et dangereuses dans les milieux environnementaux afin d’évaluer l’exposition des récepteurs à ces substances ou les effets potentiels sur la santé humaine, la sûreté et l’environnement
• l’intensité des facteurs de stress physiques ou leur effet potentiel sur la santé humaine et l’environnement
• les paramètres physiques, chimiques et biologiques de l’environnement normalement pris en considération pour déterminer les activités de surveillance de l’environnement qui sont nécessaires pour faciliter l’interprétation des résultats; par exemple des données s’appliquant au transport (telles que la vitesse du vent), à l’évaluation de la toxicité (telles que le carbone organique ou la dureté) ou aux mesures relevées aux stations de référence (lorsqu’elles sont intégrées dans la surveillance).

Les données du programme de surveillance de l’environnement sont utilisées afin d’orienter les prochaines révisions de l’ERE. La CCSN a mis en œuvre son Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) afin de confirmer que le public et l’environnement à proximité des installations nucléaires réglementées par la CCSN sont protégés. Le PISE constitue un outil qui complète le programme de vérification continue de la CCSN. Il comprend la collecte d’échantillons provenant de zones publiques à proximité des sites, ainsi que la mesure et l’analyse de la quantité de substances radiologiques (nucléaires) et dangereuses dans ces échantillons. Le personnel de la CCSN recueille les échantillons et les envoie à son laboratoire aux fins d’essai et d’analyse. Exceptionnellement, pour des raisons de logistique, les échantillons prélevés dans le nord de la Saskatchewan sont envoyés à un laboratoire sous-traitant. La synthèse des résultats est affichée sur la page du site Web de la CCSN consacrée au PISE à : suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/maps-of-nuclear-facilities/iemp/index-iemp.

Figure F.1 : Un membre du personnel de la CCSN prélève des échantillons d’eau à Elliot Lake

F.4.6.6 Protection et surveillance des eaux souterraines

En vertu de la LSRN et de ses règlements d’application, les titulaires de permis sont tenus de veiller à ce que les eaux souterraines soient protégées par un ensemble interrelié d’initiatives, de processus et d’activités qui visent à protéger la qualité et la quantité des eaux souterraines. Cet ensemble réduit au minimum les interactions entre l’environnement et les activités associées à une installation nucléaire afin de contribuer à la gestion efficace des ressources en eaux souterraines. La protection des eaux souterraines est un élément spécialisé des mesures globales de protection de l’environnement. Étant donné que l’écoulement des eaux souterraines et le transport connexe des contaminants peuvent être plus difficiles à détecter et à délimiter que ceux des eaux de surface, des exigences et une orientation spécifiques sont fournies dans le REGDOC-2.9.1 et dans la norme CSA N288.7, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium.

F.5 Organisation pour les cas d’urgence (article 25)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 25 de la Convention commune.

F.5.1 Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire au Canada

Au Canada, la préparation aux situations d’urgence nucléaire et les interventions en cas d’urgence nucléaire sont une responsabilité plurigouvernementale partagée par tous les ordres de gouvernement ainsi que par la CCSN et les installations nucléaires autorisées. Les titulaires de permis sont responsables de la mise en œuvre des mesures visant à empêcher ou à atténuer les effets des rejets accidentels de substances nucléaires ou dangereuses dans le but de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement et de respecter les obligations internationales du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Les provinces et territoires ont la responsabilité première de la mise en œuvre des mesures de protection civile, ainsi que de la préparation et de l’intervention en cas de situations d’urgence nucléaire hors site. Ils confient par ailleurs la préparation aux situations d’urgence nucléaire aux municipalités sur leur territoire.

Conformément à l’orientation de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), les responsabilités relatives à l’intervention en cas d’urgence nucléaire sont divisées en deux volets : sur le site et hors site. Les activités et les stratégies d’intervention déployées dans ces deux volets peuvent faire intervenir et nécessiter diverses parties intéressées. Cependant, elles ne sont pas indépendantes les unes des autres. Par conséquent, il doit y avoir une coordination entre tous les ordres de gouvernement, la CCSN et le titulaire de permis pour assurer une intervention efficace.

Toutes les organisations qui jouent un rôle dans le processus d’intervention en cas d’urgence nucléaire, y compris la CCSN et ses titulaires de permis, doivent avoir un plan d’intervention connexe et disposer d’installations dotées du personnel et de l’équipement requis pour coordonner et diriger les mesures d’intervention.

Du 3 au 13 juin 2019, l’AIEA a effectué un examen de l’état de préparation aux situations d’urgence (EPREV) à la demande du gouvernement du Canada, faisant du Canada le premier pays du G7 à demander une mission EPREV, soulignant ainsi son engagement à protéger la santé et la sécurité des Canadiens. La mission était axée sur la préparation aux situations d’urgence découlant d’événements survenant dans des installations faisant partie de la « catégorie I de préparation des interventions d’urgence », telle que définie dans la prescription générale de sûreté de l’AIEA Préparation et conduite des interventions en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique (GSR part 7), qui comprend les situations d’urgence survenant dans les centrales nucléaires, indépendamment des événements qui en sont à l’origine. La section K.5 du présent document fournit des renseignements supplémentaires sur la mission EPREV.

F.5.2 Types d’urgences nucléaires

En ce qui concerne l’atténuation de l’incidence d’un accident nucléaire, la planification des mesures d’urgence inclut les incidents sur le site ou hors site décrits ci-dessous :

• Urgences nucléaires sur le site – Urgences qui surviennent dans les limites physiques d’une installation nucléaire autorisée par la CCSN. Les exploitants d’installations nucléaires sont responsables de la planification des mesures d’urgence, de la préparation en cas d’urgence et des interventions sur le site, mais doivent aussi avoir des plans et des procédures pour aider à atténuer les conséquences hors site potentielles découlant d’une situation d’urgence sur le site de leur installation
• Urgences nucléaires hors site – Urgences qui surviennent à l’extérieur d’une installation autorisée, mais qui peuvent avoir leur origine dans une installation autorisée, être associées à une installation ou à une activité autorisée ou pouvant même avoir leur origine à l’extérieur du Canada. Les événements de ce type peuvent exiger une intervention par les autorités provinciales, territoriales ou municipales œuvrant à l’extérieur de l’installation ou du site de l’activité autorisée; ils sont susceptibles de nécessiter le soutien de titulaires de permis et du gouvernement du Canada par l’intermédiaire du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN)

Les plans d’urgence nucléaire des titulaires de permis comprennent des mesures pour faire face aux urgences sur le site ainsi que des mesures qui soutiennent la planification, la préparation et l’intervention en cas d’urgences hors site. L’intervention en cas d’urgences hors site s’appuie sur une approche hiérarchique à laquelle participe le titulaire de permis, les autorités municipales locales, le gouvernement provincial ou territorial et le gouvernement fédéral.

F.5.3 Responsabilités en cas de situation d’urgence nucléaire

En cas d’accident survenant à une installation ou sur un site nucléaire et pouvant avoir des conséquences hors site, les mesures d’intervention hors site suivraient un mécanisme progressif auquel participeraient :

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

Les gouvernements provinciaux assument les responsabilités suivantes :

• surveiller la santé publique ainsi que la sécurité et la protection de la propriété et de l’environnement
• adopter des lois permettant à la province de s’acquitter de ses responsabilités en matière de sécurité publique
• préparer des plans et des procédures d’urgence et fournir des directives aux municipalités désignées pour faire de même
• gérer les interventions hors site en appuyant et en coordonnant les efforts des organisations ayant des responsabilités dans la gestion des urgences nucléaires
• coordonner le soutien assuré par le titulaire de permis du site ou de l’installation nucléaire et par le gouvernement du Canada, pendant les activités de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire

Le soutien et l’intervention du gouvernement fédéral dans les cas de répercussions potentielles hors site seront requis pour assumer les responsabilités d’ordre fédéral, y compris les effets d’un incident qui se font sentir au-delà des frontières provinciales ou nationales. De même, l’aide fédérale, lorsqu’une province touchée en fait la demande, doit être coordonnée. Certaines provinces ont signé des ententes avec le gouvernement fédéral pour la prestation de types précis de soutien technique. Le gouvernement fédéral a également la responsabilité de prendre un large éventail de mesures d’urgence et d’intervention pour prévenir, corriger ou éliminer les accidents, les déversements, les situations anormales et les situations d’urgence, et pour aider les provinces et les territoires à faire face à une urgence nucléaire. Le gouvernement du Canada est également responsable de ce qui suit :

• assurer la liaison avec la communauté internationale
• assurer la liaison avec les missions diplomatiques au Canada
• aider les Canadiens à l’étranger
• coordonner la réponse nationale à une urgence nucléaire survenant en pays étranger

Sécurité publique Canada a été créée en 2003 dans le but d’assurer la coordination entre tous les ministères et organismes fédéraux chargés de la sécurité nationale et de la sécurité des Canadiens. Ce ministère coordonne la réponse globale du gouvernement fédéral aux situations d’urgence à l’appui des provinces, y compris les urgences nucléaires. La Loi sur la gestion des urgences (LGU), qui est entrée en vigueur en 2007 et a remplacé l’ancienne Loi sur la protection civile, reconnaît les rôles que toutes les parties intéressées doivent jouer dans le contexte du système canadien de gestion des urgences. Elle établit les rôles et responsabilités sur le plan de la direction que doit assumer le ministre de la Sécurité publique et de la Protection civile, notamment la coordination des activités de gestion des urgences entre les institutions gouvernementales et en collaboration avec les provinces et avec d’autres entités. Les responsabilités qui incombent aux autres ministres fédéraux sont également énoncées dans la LGU.

Le gouvernement du Canada est déterminé à collaborer avec les provinces et les territoires afin d’appuyer les collectivités en cas de catastrophe. À cette fin, le document intitulé Un cadre de sécurité civile pour le Canada a été révisé et approuvé par des ministres fédéraux, provinciaux et territoriaux en 2011. Ce cadre établit une approche commune pour un éventail d’initiatives concertées de gestion des urgences à l’appui de la sûreté et de la résilience des collectivités. Il peut être consulté à : publicsafety.gc.ca/cnt/rsrcs/pblctns/mrgnc-mngmnt-frmwrk/index-fr.aspx.

Sécurité publique Canada est l’autorité responsable du Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU). Santé Canada est l’autorité responsable du PFUN et assume également des responsabilités liées à la radioprotection. Santé Canada gère un comité interministériel fédéral sur la gestion des urgences nucléaires ainsi qu’un comité fédéral-provincial de gestion des urgences nucléaires.

D’autres organisations fédérales ont des responsabilités à l’égard de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence nucléaire, notamment la CCSN, Transports Canada, Environnement et Changement climatique Canada (ECCC), Ressources naturelles Canada (RNCan) et l’Agence de la santé publique du Canada (ASPC).

• RNCan fournit des services de contrôle et de cartographie du rayonnement en cas d’urgence, formule des conseils stratégiques et coordonne les mesures fédérales liées à la responsabilité nucléaire, notamment en administrant la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (LRIN).
• Transports Canada est responsable du Centre canadien d’urgence transport (CANUTEC).
• À l’échelle internationale, Santé Canada et la CCSN sont les autorités nationales compétentes qui interagissent avec l’AIEA.
• ECCC exploite, sous l’égide de l’Organisation météorologique mondiale, un centre météorologique régional spécialisé qui fournit des services de modélisation atmosphérique à l’AIEA dans le cadre de ses fonctions d’intervention d’urgence.
• L’ASPC est l’autorité nationale qui rend des comptes à l’Organisation mondiale de la santé en vertu du Règlement sanitaire international.

Le gouvernement du Canada est également responsable de l’établissement et de la gestion du régime de responsabilité nucléaire civile qui définit la responsabilité civile et le système d’indemnisation applicable aux incidents nucléaires. Ce régime est établi en vertu de la LRIN. Les exploitants d’installations nucléaires désignées en vertu de la LRIN sont exclusivement responsables de tout dommage à des tiers causé par un incident et ils doivent avoir une garantie financière permettant de couvrir leurs responsabilités. En cas d’incident grave, la LRIN prévoit des mesures d’indemnisation spéciales qui peuvent être imposées par le gouvernement en remplacement du processus judiciaire normal. RNCan est le ministère chargé de veiller à ce que le mécanisme de dédommagement soit bien coordonné et administré au Canada.

La CCSN joue un double rôle lors d’une intervention. En vertu du mandat qui lui est conféré par la LSRN, elle exerce une surveillance réglementaire des activités d’intervention des titulaires de permis en cas d’urgence nucléaire sur leurs sites. De plus, à titre d’organisme fédéral, la CCSN participe à l’intervention pangouvernementale en cas d’urgence nucléaire, conformément aux exigences stipulées dans le PFIU et le PFUN.

La CCSN exige des demandeurs de permis qu’ils évaluent les répercussions des activités qu’ils proposent sur la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement. Elle leur demande également de prendre des mesures pour empêcher les rejets accidentels de substances nucléaires ou dangereuses ou atténuer leurs effets. Une fois que la CCSN a examiné et accepté une demande, puis délivré un permis, ces mesures deviennent obligatoires pour le titulaire de permis. En raison de la variabilité des risques associés aux installations autorisées par la CCSN au Canada, certaines installations doivent établir des plans détaillés de préparation et d’intervention en cas d’urgence qui doivent être coordonnés avec des organisations d’entraide, tandis que d’autres doivent simplement mettre en œuvre des procédures d’urgence internes. À la suite des événements de Fukushima, toutes les grandes installations nucléaires et radiologiques du Canada ont dû revoir leur planification d’urgence en tenant compte des accidents graves et des scénarios d’événements multiples (p. ex., la perte de l’alimentation électrique coïncidant avec un rejet de matières radioactives) afin de déterminer si leurs mesures de préparation étaient encore appropriées ou si des mesures supplémentaires devaient être intégrées à leurs plans.

La CCSN maintient son rôle et ses responsabilités en matière de réglementation lors de situations d’urgence en surveillant directement les mesures d’intervention des titulaires de permis. Elle fournit par ailleurs une aide technique et consultative aux autorités provinciales, fédérales et territoriales par l’intermédiaire du PFIU et du PFUN du gouvernement du Canada. Ces responsabilités englobent un large éventail de situations d’urgence et de mesures d’intervention pour empêcher, corriger ou atténuer les accidents, les déversements, les situations anormales et les urgences.

Santé Canada coordonne les activités fédérales avec celles des provinces et des territoires, selon les besoins. Le PFUN comprend des annexes provinciales pour l’Ontario, le Québec et le Nouveau-Brunswick, car ces provinces comptent des centrales nucléaires, et pour la Nouvelle-Écosse et la Colombie-Britannique, car elles ont des ports fréquentés par des navires à propulsion nucléaire. Le PFUN soutient également les provinces et territoires sans annexes particulières, selon les besoins.

F.5.4 Évaluation par la CCSN des programmes de gestion des urgences des titulaires de permis

Les demandeurs de permis, y compris ceux visant des installations de gestion de combustible usé et de déchets radioactifs, doivent soumettre leurs plans d’urgence avec leur demande de permis. Le personnel de la CCSN évalue ces plans en fonction des critères réglementaires et des documents d’orientation, comme le REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 (2016), et la norme CSA N393-13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires. Lorsqu’un demandeur a reçu son permis, le personnel de la CCSN examine périodiquement les plans d’urgence du titulaire de permis et en fait la vérification.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes de préparation aux situations d’urgence qui définissent les concepts, les structures, les rôles et les ressources nécessaires pour mettre en œuvre et maintenir une capacité d’intervention efficace. Les programmes définissent la manière dont les installations nucléaires et les autres organisations visées se préparent et planifient les interventions en cas d’urgence (y compris les urgences nucléaires ou radiologiques, tant sur le site qu’hors site), afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement. Un programme efficace de préparation aux situations d’urgence prévoit la prise de dispositions pour assurer une intervention rapide, coordonnée et efficace en cas d’urgence.

Chaque titulaire de permis tient compte de sa capacité d’intervention dans son plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire, qui englobe à la fois la préparation aux situations d’urgence et les mesures d’intervention d’urgence. Il s’assure que les capacités d’intervention d’urgence appropriées ont été établies et sont maintenues afin d’assurer une intervention efficace en cas d’urgence nucléaire. Le plan est fondé sur la planification faite par le titulaire de permis et couvre autant les événements de dimensionnement que les événements hors dimensionnement. Il est à noter qu’OPG a un seul plan d’urgence nucléaire consolidé pour les sites de Darlington et de Pickering, qui inclut les installations de gestion des déchets.

Les plans d’urgence nucléaire des titulaires de permis comprennent des mesures pour faire face aux urgences sur le site ainsi que des mesures qui soutiennent la planification, la préparation et l’intervention en cas d’urgences hors site. L’intervention en cas d’urgences hors site s’appuie sur une approche hiérarchique à laquelle participe le titulaire de permis, les autorités municipales locales, le gouvernement provincial ou territorial et le gouvernement fédéral.

Dans le cadre de leurs programmes de préparation aux situations d’urgence, les titulaires de permis réalisent chaque année diverses activités de formation, d’entraînement et d’exercices de préparation aux urgences pour s’assurer que leurs sites disposent de mécanismes adéquats et robustes de notification en cas d’urgence et d’intervention par leur propre personnel ou les services d’urgence proches avec lesquels ils ont conclu des protocoles d’entente ou des accords. Voici les exercices à grand déploiement qui ont été réalisés au cours de la période d’examen :

• Les 6 et 7 décembre 2017, OPG a mené un exercice à grande échelle (exercice United Control) à la centrale de Pickering, au cours duquel elle a mis à l’épreuve l’état de préparation et la capacité d’intervention de plus de 30 organisations, dont la CCSN et certains organismes non gouvernementaux. La CCSN a participé aux activités de l’exercice à son Centre des mesures d’urgence (CMU) à l’Administration centrale, au centre de gestion du site d’OPG et au centre des opérations provinciales du Bureau du commissaire des incendies (BCI) à Toronto.
• Les 3 et 4 octobre 2018, Énergie NB a mené un exercice à grande échelle (exercice Défi Synergy) à Point Lepreau, au cours duquel elle a mis à l’épreuve l’état de préparation et les capacités d’intervention et de rétablissement de plus de 35 organisations, dont la CCSN et certains organismes non gouvernementaux.
• Du 20 au 23 octobre 2019, Bruce Power a organisé un exercice à grande échelle (exercice Huron Resilience) à sa centrale. Cet exercice a permis de tester et de valider la préparation aux situations d’urgence, les capacités d’intervention et les processus de collaboration et de consultation de Bruce Power et de ses parties intéressées. Le dernier jour de l’exercice a été consacré à l’étape du rétablissement, que la CCSN a observée, même si ces procédures n’avaient pas été évaluées auparavant. Ce fut l’occasion pour Bruce Power de mener un exercice sur table de ses procédures de continuité des activités.

F.5.5 Accords internationaux

Le Canada a signé et ratifié les trois conventions internationales suivantes en matière d’intervention d’urgence :

• Plan d’urgence bilatéral Canada-États-Unis pour les urgences radiologiques (1996) – Ce plan est axé sur les mesures d’intervention d’urgence de nature radiologique plutôt que générale. Il s’agit de mesures de collaboration visant à intervenir en cas d’incidents radiologiques qui pourraient se produire en temps de paix au Canada ou aux États-Unis. Les mesures contenues dans le PFUN sont compatibles avec ce plan.
• Convention sur l’assistance en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique (1986) – Cet accord d’assistance internationale, élaboré sous l’égide de l’AIEA, favorise la coopération entre les pays signataires et facilite une assistance rapide en cas d’accident nucléaire ou de situation d’urgence radiologique. Son objectif est de minimiser les conséquences d’un tel accident et d’appliquer des mesures concrètes pour protéger la vie, les biens et l’environnement. L’accord précise les modalités de demande, d’offre, de direction, de contrôle et de fin de l’assistance.
• Convention sur la notification rapide d’un accident nucléaire (1987) – Cette convention internationale, élaborée sous l’égide de l’AIEA, précise quand et comment l’AIEA aviserait les pays signataires d’un accident international susceptible d’avoir des répercussions sur leurs pays respectifs.

F.6 Déclassement (article 26)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 26 de la Convention commune.

F.6.1 Déclassement au Canada

Conformément au guide G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées (qui sera remplacé en 2020 par le REGDOC-2.11.2, Déclassement), les titulaires de permis d’installations nucléaires de catégorie I et de mines et d’usines de concentration d’uranium doivent tenir à jour des plans de déclassement pour la totalité du cycle de vie de l’activité autorisée. La CCSN exige également que les titulaires de permis préparent, aux fins d’approbation, un plan préliminaire de déclassement (PPD) et un plan de déclassement détaillé (PDD).

Le PPD doit être présenté à la CCSN le plus tôt possible dans le cycle de vie de l’activité ou de l’installation autorisée et doit être mis à jour :

• tous les cinq ans
• lorsque de l’expérience en exploitation est acquise ou que des avancées technologiques sont réalisées
• à la demande de la Commission ou d’une personne autorisée par celle-ci

Dans le cas d’installations nucléaires, les exigences particulières en matière de planification du déclassement sont énoncées dans les règlements de la CCSN applicables aux mines et aux usines de concentration d’uranium ainsi qu’aux installations nucléaires de catégorie I et II.

Le PPD documente la stratégie de déclassement privilégiée retenue par le titulaire de permis, qu’il s’agisse d’un déclassement rapide, d’un déclassement reporté ou d’un confinement in situ, ainsi que les objectifs relatifs à l’état final après le déclassement. Le plan devrait être suffisamment détaillé pour établir que l’approche proposée est faisable sur les plans financier et technique. Il doit également être dans l’intérêt de la santé, de la sûreté, de la sécurité et de la protection de l’environnement. Il définit les zones devant être déclassées ainsi que la structure générale et le calendrier des principaux ensembles de travaux de déclassement envisagés.

Le PDD est soumis à la CCSN avant le déclassement et est requis pour l’exécution de la mesure d’autorisation appropriée (c.-à-d. l’octroi d’un permis de déclassement). Le PDD ajoute et précise les détails procéduraux et organisationnels du plan préliminaire de déclassement.

La norme CSA N294, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, complète le guide d’application de la réglementation G-219 de la CCSN en fournissant des orientations sur le déclassement qui sont conformes aux recommandations canadiennes et internationales. La norme intègre les pratiques exemplaires actuelles et les exigences réglementaires en vigueur et prend appui sur l’expérience du secteur nucléaire canadien en matière de déclassement. La deuxième édition, la norme CSA N294-19, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, a été publiée en 2019. Les changements apportés à cette édition sont les suivants :

1. ajout d’orientations sur la transition vers le déclassement et le stockage sous surveillance
2. ajout d’orientations sur le déclassement in situ
3. retrait des dispositions administratives réglementaires de la norme
4. mise à jour de la terminologie pour l’harmoniser avec celle du REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN, et la terminologie internationale, dans la mesure du possible
5. modifications apportées aux fins d’harmonisation avec les documents d’application de la réglementation
6. suppression de l’annexe sur l’établissement des coûts
7. ajout d’une nouvelle clause sur la remise en état des terrains

Les règlements et les guides d’application de la réglementation visés peuvent être consultés sur le site Web de la CCSN à : suretenucleaire.gc.ca.

Les activités actuelles de déclassement au Canada sont énumérées dans le tableau D.12 et à l’annexe 8.

F.6.1.1 Radioprotection, déversements et rejets imprévus et non contrôlés

Pendant tout le cycle de vie d’une installation, y compris pendant le déclassement, le titulaire de permis est tenu de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme de radioprotection pour s’assurer que la radioexposition et les doses reçues par les personnes sont maintenues en deçà des limites de dose réglementaires de la CCSN et au niveau ALARA grâce à ce qui suit :

• la maîtrise des méthodes de travail par la direction
• la formation et la qualification du personnel
• le contrôle de la radioexposition du personnel et du public
• la préparation en cas de situations inhabituelles

De plus, les titulaires de permis doivent déterminer la quantité et la concentration de toute substance nucléaire rejetée à la suite d’une activité autorisée et mettre en œuvre des mesures pour protéger l’environnement et empêcher un rejet non planifié ou en atténuer les effets.

F.6.1.2 Préparation aux situations d’urgence

Aux fins de la gestion des urgences nucléaires, un plan d’intervention en cas d’urgence est tout de même requis pendant la phase de déclassement. Cependant, le plan sera établi en fonction des risques associés à l’installation au moment de son déclassement.

F.6.1.3 Documents

Dans le cadre du processus de planification du déclassement, les documents sont examinés et les aspects pertinents sont intégrés dans la documentation requise aux fins de l’approbation définitive tant du PPD que du PDD. Un PPD sert de fondement pour les garanties financières en matière de déclassement fournies par le titulaire de permis. La CCSN exige que le PPD et la garantie financière soient en place avant le début de la construction et de l’exploitation. Un PDD doit être élaboré lorsque la phase d’exploitation tire à sa fin; il sert de fondement à la délivrance de permis subséquent pour les activités de déclassement. Le PDD doit inclure une description des dossiers et des renseignements qui seront conservés de manière permanente ainsi que des rapports devant être soumis à la CCSN.

Le titulaire de permis doit conserver des dossiers et des renseignements particuliers, habituellement à son bureau principal, au fur et à mesure de la diminution de ses besoins en matière de personnel sur le site. Les rapports soumis aux organismes de réglementation seront conservés conformément aux procédures propres aux organismes respectifs.

Par exemple, selon le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (RINCI), tout titulaire de permis qui exploite une installation nucléaire doit conserver en dossier ce qui suit :

• les procédures d’exploitation et d’entretien
• les résultats du programme de mise en service
• les résultats des programmes d’inspection et d’entretien
• la nature et la quantité du rayonnement ainsi que des substances nucléaires et dangereuses présents dans l’installation nucléaire
• l’état des qualifications, de la formation et de la requalification de chaque travailleur

Par ailleurs, le titulaire de permis qui déclasse une installation nucléaire de catégorie I doit tenir à jour un dossier portant sur :

• les progrès réalisés dans le contexte du respect du calendrier
• la mise en œuvre et les résultats du déclassement
• la façon dont les déchets nucléaires ou dangereux sont gérés, stockés, évacués ou transférés et leur emplacement
• le nom et la quantité des substances nucléaires radioactives, des substances dangereuses et des rayonnements qui subsistent à l’installation nucléaire après les travaux de déclassement
• l’état des qualifications, de la formation et de la requalification de chaque travailleur

Le RINCI peut être consulté sur le site Web de la CCSN à : suretenucleaire.gc.ca/fra/acts-and-regulations.

Section G – Sûreté de la gestion du combustible usé

G.1 Prescriptions générales de sûreté (article 4)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 4 de la Convention commune.

G.1.1 Criticité et évacuation de la chaleur résiduelle

Conformément au document d’application de la réglementation REGDOC-2.4.3, Sûreté-criticité nucléaire, de la CCSN, les exigences en matière de sûreté-criticité doivent s’appliquer aux conditions normales et anormales. Ce document clarifie les contraintes physiques minimales et les limites relatives aux matières fissiles afin d’assurer la sûreté-criticité nucléaire durant la construction, l’exploitation, le déclassement ou l’abandon de l’installation autorisée et en ce qui concerne la manutention, l’entreposage, le traitement et le transport de certaines matières fissiles. Il fournit aussi de l’orientation sur la manière dont les exigences en matière de sûreté-criticité peuvent être respectées. L’information présentée dans ce document s’applique aux installations disposant de matières fissiles à l’extérieur de réacteurs nucléaires, sauf pour l’assemblage de telle matière dans des conditions contrôlées (comme dans les expériences sur la criticité). Une analyse de sûreté-criticité doit être effectuée lorsque des quantités considérables de matières fissiles spéciales sont entreposées ou manutentionnées. L’analyse doit clairement démontrer que l’entreposage et la manutention des déchets radioactifs sont sûrs, c’est-à-dire qu’une situation de criticité ne peut pas se produire accidentellement dans des conditions normales ou anormales crédibles. L’analyse doit tenir compte des conséquences hors site d’événements de criticité fortuits à faible probabilité et à niveau élevé de conséquences et démontrer que ces conséquences n’enfreignent pas les critères d’évacuation publique établis par les normes internationales et les Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire.

G.1.2 Principes de gestion des déchets radioactifs

Tel qu’il est indiqué dans le REGDOC-2.11, Cadre canadien pour la gestion des déchets radioactifs et les plans de déclassement, lors de la prise de décisions réglementaires relatives à la gestion des déchets radioactifs, y compris le combustible usé, la CCSN tient compte de la mesure dans laquelle les propriétaires de déchets ont pris en compte les six principes suivants :

• La production de déchets radioactifs est réduite le plus possible par la mise en œuvre de mesures de conception, de procédures d’exploitation et de pratiques de déclassement.
• La gestion des déchets radioactifs est proportionnelle aux dangers radiologiques, chimiques et biologiques posés pour la santé et la sûreté des personnes, pour l’environnement et pour la sécurité nationale.
• L’évaluation des impacts futurs des déchets radioactifs sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement tient compte de la période durant laquelle l’impact maximal devrait survenir.
• Les incidences prévues de la gestion des déchets radioactifs sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement ne sont pas supérieures à celles qui sont tolérées au Canada au moment de la décision d’ordre réglementaire.
• Les mesures nécessaires pour protéger les générations actuelles et futures contre des risques déraisonnables associés aux dangers des déchets radioactifs sont élaborées, financées et appliquées dès que possible sur le plan pratique.
• Les effets transfrontières sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement qui pourraient découler de la gestion des déchets radioactifs au Canada ne sont pas plus élevés qu’au Canada.

La 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 :

• favoriser une réglementation harmonisée et des normes nationales et internationales cohérentes en matière de gestion des déchets radioactifs
• assurer le respect des mesures de contrôle et des obligations internationales auxquelles le Canada a souscrit à l’égard des déchets radioactifs

G.1.2.1   Réduction des déchets

La norme N292.0 du Groupe CSA, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, comporte des exigences à l’égard de la réduction des déchets radioactifs.

En outre, la norme N294 du Groupe CSA, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, comporte des exigences relatives à la prise en compte de la hiérarchie des déchets, plus précisément la réduction des déchets radioactifs.

G.1.2.2   Sécurité

Les exigences de sécurité pour les titulaires de permis canadiens sont principalement fondées sur les documents d’orientation de la Collection sécurité nucléaire de l’AIEA. La CCSN surveille et évalue l’efficacité de la sécurité des installations nucléaires, des matières nucléaires et d’autres matières radioactives. L’entreposage du combustible usé et les systèmes de déchets radioactifs doivent respecter les exigences cernées dans la réglementation des substances nucléaires. En outre, les titulaires de permis doivent se conformer aux exigences de sécurité établies dans le RGSRN et précisées dans le REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III, version 2. Certaines installations de gestion des déchets doivent également résister aux caractéristiques des adversaires en termes de menace, telles qu’elles sont définies dans le document du Canada sur les menaces de référence pour les installations nucléaires à sécurité élevée.

G.1.2.3   Garanties

La CCSN est l’autorité canadienne désignée responsable de la mise en œuvre des exigences de l’accord relatif aux garanties entre le Canada et l’AIEA dans le cadre de réglementation établi par la LSRN et ses règlements. En raison de ces accords, une grande partie des matières et installations visées par le rapport sont aussi assujetties à des vérifications effectuées par l’AIEA.

G.1.3 Principes fondamentaux en matière de protection et de sûreté

Le principal objectif de la réglementation visant la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs est d’assurer que les installations et les activités ne posent pas de risques déraisonnables pour la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement. La réglementation du combustible usé et des déchets radioactifs peut être subdivisée en trois parties :

• exigences générales de performance
• principes généraux de conception et d’exploitation
• critères de performance

G.1.3.1   Exigences générales de performance

Il existe trois principales exigences générales de performance :

• Le demandeur doit prendre des dispositions adéquates pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sûreté des personnes et assurer le maintien de la sécurité.
• Le demandeur doit se conformer à l’ensemble des lois, des règlements et des limites applicables (p. ex., limites de dose, principe ALARA).
• Le demandeur doit assurer ou démontrer la conformité par des essais, des analyses, des programmes de surveillance, des registres, des données et des rapports pertinents.

G.1.3.2   Principes généraux de conception et d’exploitation

Il existe deux grands principes en matière de conception et d’exploitation :

• L’utilisation de barrières artificielles multiples pour assurer un confinement adéquat du combustible usé et des déchets radioactifs ainsi que leur isolement par rapport aux personnes et à l’environnement dans des conditions normales et anormales.
• Le recours à des procédés et à des contrôles administratifs pour améliorer et surveiller la performance des barrières artificielles.

G.1.3.3   Critères de performance

Les critères de performance acceptés par la CCSN sont les suivants :

• L’intégrité structurale doit être maintenue au cours de la durée de vie de l’ouvrage.
• Les champs de rayonnement à un mètre de la structure d’entreposage et au périmètre de l’installation doivent être tels que les limites réglementaires d’exposition du public et des travailleurs ne sont pas dépassées.
• Le conteneur de stockage ne doit pas perdre de sa capacité de blindage pendant toute sa durée de vie.
• Le conteneur de stockage ne doit présenter aucune fuite importante de contaminants radioactifs ou dangereux au cours de sa durée de vie.
• Dans des conditions normales, le conteneur de stockage ne doit subir ni inclinaison ni perturbation importante.
• Les systèmes de sécurité physique du contenu et des composants de l’installation doivent être maintenus.

G.1.4 Interdépendances

Selon la norme N292.0 du Groupe CSA, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, les différentes étapes de la gestion des déchets radioactifs sont souvent interdépendantes. Par conséquent, afin d’assurer un niveau de sûreté approprié, chaque étape devrait être évaluée individuellement et dans le contexte d’un système intégré. De plus, les interfaces des diverses organisations visées devraient être prises en compte.

G.2 Installations existantes (article 5)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 5 de la Convention commune.

La LSRN et ses règlements d’application permettaient d’assurer la sûreté des installations de gestion du combustible usé qui existaient au moment de l’entrée en vigueur de la Convention commune puisque toutes les installations détenaient un permis de la CCSN. La conception, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon des installations de gestion du combustible usé doivent se dérouler conformément à la LSRN et ses règlements d’application ainsi qu’aux conditions de permis.

Voir la section H.2.1.

G.3 Préparation de l’emplacement des installations proposées (article 6)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 6 de la Convention commune.

Au Canada, les installations de gestion du combustible usé sont considérées comme des installations nucléaires de catégorie I conformément à la définition fournie par le RINCI.

La phase de préparation de l’emplacement vise à déterminer si le site est convenable pour la construction et l’exploitation d’une installation nucléaire. Une demande de permis de préparation de l’emplacement ne nécessite pas de spécifications ou de renseignements détaillés sur la conception, mais elle doit fournir suffisamment d’information pour démontrer que les rejets de substances radioactives et dangereuses sont inférieurs aux limites indiquées dans l’évaluation d’impact et qu’ils respectent toutes les exigences réglementaires applicables.

Dans certains cas, l’Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC) et la CCSN pourraient collaborer pour mener une évaluation d’impact intégrée en vertu de la Loi sur l’évaluation d’impact (LEI), avant que la Commission ne rende une décision d’autorisation sur la préparation de l’emplacement et la construction d’une nouvelle installation nucléaire aux fins de gestion du combustible usé.

L’article 4 du RINCI, Permis de préparation de l’emplacement, énonce que la demande de permis pour préparer l’emplacement d’une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 :

1. une description du processus d’évaluation de l’emplacement, ainsi que des analyses et des travaux préalables qui ont été et seront effectués sur l’emplacement et dans les environs
2. une description de la vulnérabilité de l’emplacement aux activités humaines et aux phénomènes naturels, y compris les secousses sismiques, les tornades et les inondations
3. le programme devant servir à déterminer les caractéristiques environnementales de base de l’emplacement et des environs
4. le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’installation nucléaire
5. les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peut avoir l’activité visée par la demande, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets

D’autres exigences sont stipulées à l’article 3 du RGSRN.

L’examen de la demande est axé sur la question de savoir si les caractéristiques du site qui ont une incidence sur la santé, la sûreté, la sécurité et l’environnement ont été cernées. Il vise également à déterminer si ces caractéristiques ont été prises en compte et à assurer qu’elles seront appliquées dans la conception, l’exploitation et le déclassement de l’installation proposée. Les renseignements techniques recueillis à la suite d’événements externes, les caractéristiques propres au site et les évaluations à l’appui alimentent la conception de l’installation en fonction de l’emplacement choisi, laquelle est incluse dans la demande de permis de construction.

Avant de délivrer un permis de préparation de l’emplacement, la Commission doit être d’avis que les activités de préparation de l’emplacement seront exécutées de manière à satisfaire à toutes les exigences relatives à la protection de la santé, de la sûreté, de la sécurité et de l’environnement.

G.3.1 Programme d’information publique

Conformément à l’alinéa 3j) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, la demande de permis doit comprendre des renseignements sur le programme destiné à informer les personnes, qui résident à proximité de l’emplacement, de la nature et des caractéristiques générales des effets prévus de l’activité à autoriser sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sûreté des personnes.

Le REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques, énonce les exigences de la CCSN quant aux protocoles sur l’information et la divulgation publiques et les documents connexes liés aux activités autorisées. Un programme d’information publique comprend un protocole de divulgation publique concernant les événements et les situations qui touchent leurs installations ou leurs activités. Le document connexe explique comment les demandeurs et titulaires de permis peuvent satisfaire aux exigences réglementaires, en fournissant des renseignements explicatifs, de l’orientation sur les processus et les procédures, ainsi que des exemples de bonnes pratiques actuellement en vigueur dans le secteur nucléaire. Ce document d’application de la réglementation s’applique à toutes les mines et usines de concentration d’uranium et installations nucléaires de catégorie I. Il s’applique également à une installation de catégorie II pour laquelle une condition de permis stipule qu’un programme d’information et de divulgation publiques doit être élaboré et mis en œuvre.

Le REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones, version 1.1, établit les exigences pour les titulaires de permis de la CCSN en ce qui concerne les activités de mobilisation des Autochtones et fournit de l’orientation et de l’information sur la tenue de telles activités. Ce document s’applique aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium lorsque la demande d’un titulaire de permis pourrait déclencher l’obligation de consulter de la Couronne.

G.3.2 Ententes internationales avec d’autres parties contractantes

Bien que le régime de réglementation canadien n’oblige pas les promoteurs d’installations nucléaires canadiennes qui pourraient affecter les États-Unis à consulter des compétences étrangères ou leur public au sujet du choix de l’emplacement de telles installations, de nombreuses ententes sont en place pour assurer la coopération.

La CCSN et la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis coopèrent et se consultent depuis les années 1950. Le 15 août 1996, les deux pays ont conclu une entente administrative bilatérale de coopération et d’échange d’information sur des questions de réglementation nucléaire. Cette entente inclut la communication de certains renseignements techniques qui visent la réglementation des questions de santé, de sûreté, de sécurité, de garanties, de gestion des déchets et de protection de l’environnement, dans le cadre du choix de l’emplacement, de la construction, de la mise en service, de l’exploitation et du déclassement de toute installation nucléaire désignée au Canada ou aux États-Unis.

Le Canada et les États-Unis sont tous deux signataires de la Convention internationale sur l’évaluation de l’impact sur l’environnement dans un contexte transfrontières (Espoo, en Finlande, le 25 février 1991). Cette convention, qui est entrée en vigueur le 10 septembre 1997, oblige les signataires à :

• prendre toutes mesures appropriées et efficaces pour empêcher, réduire et contrôler l’impact transfrontière préjudiciable important que des activités proposées pourraient avoir sur l’environnement (notamment la préparation de l’emplacement, la construction et l’exploitation d’installations nucléaires)
• veiller à ce que les parties visées soient informées de l’installation proposée
• offrir au public des zones susceptibles d’être touchées la possibilité de participer aux procédures pertinentes d’évaluation de l’impact sur l’environnement des activités proposées et veiller à ce que la possibilité offerte au public de la partie visée soit équivalente à celle qui est offerte à son propre public
• inclure dans son avis des renseignements sur l’activité proposée, y compris tout renseignement disponible sur sa possible incidence transfrontière

Il est à noter que les gouvernements du Canada et des États-Unis, en collaboration avec les gouvernements des états et des provinces, sont tenus de disposer de programmes visant la réduction, le contrôle et la prévention de la pollution provenant de sources industrielles. Cela comprend des mesures visant à contrôler les rejets de matières radioactives dans le réseau des Grands Lacs. Les obligations sont énoncées dans l’Accord relatif à la qualité de l’eau dans les Grands Lacs (1978), tel qu’il a été modifié par le protocole signé le 7 septembre 2012.

De plus, la nouvelle LEI du Canada reconnaît l’importance de la participation utile du public; elle exige que des possibilités soient offertes par le biais du processus d’évaluation, conformément à la loi, aux règlements, aux politiques et à l’orientation établis par l’organisme (voir la section K.2.2 pour obtenir des renseignements supplémentaires).

Chaque année, la SGDN, qui est responsable de mettre en œuvre le plan du Canada pour la gestion à long terme de son combustible nucléaire usé, publie un plan stratégique quinquennal et accueille favorablement les commentaires du public afin de guider ses activités futures. Le plan de mise en œuvre constitue un document évolutif qui est régulièrement évalué et étoffé en fonction des commentaires du public, des avancées scientifiques et technologiques, des contributions du savoir autochtone, des changements sur le plan des valeurs sociétales et des politiques publiques en constante évolution.

G.4 Conception et construction des installations (article 7)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 7 de la Convention commune.

Un permis de construction permet à un titulaire de permis de construire, de mettre en service et d’exploiter certains composants de l’installation (p. ex., systèmes de sécurité). Certaines activités de mise en service peuvent également être autorisées pour démontrer que l’installation a été construite selon la conception approuvée et que les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté fonctionnent comme prévu.

Une demande de permis de construction comprend des renseignements plus détaillés sur la conception de l’installation et le dossier de sûreté à l’appui. Le demandeur doit démontrer que la conception de l’installation proposée respecte les exigences réglementaires et qu’elle permettra l’exploitation sûre au site désigné au cours de la vie prévue de l’installation.

On s’attend à ce que le demandeur aborde toutes les mesures de suivi relevées durant l’évaluation d’impact, y compris celles qui ont trait aux phases de la conception, de la construction et de la mise en service, et à ce qu’il vérifie que tout enjeu en suspens découlant de la phase de la préparation de l’emplacement ait été résolu.

L’article 5 du RINCI, Permis de construction, énonce que la demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, en plus de ceux exigés à l’article 3 :

1. une description de la conception proposée pour l’installation nucléaire, y compris la façon dont elle tient compte des caractéristiques physiques et environnementales de l’emplacement
2. une description des caractéristiques environnementales de base de l’emplacement et des environs
3. le programme de construction proposé, y compris le calendrier des travaux
4. une description des ouvrages à construire pour l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs caractéristiques de conception
5. une description des systèmes et de l’équipement qui seront aménagés à l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions nominales de fonctionnement
6. un rapport préliminaire d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de l’installation nucléaire est adéquate
7. le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’installation nucléaire
8. les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique
9. les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir la construction, l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets
10. l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le débit prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques
11. les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement
12. le programme et le calendrier proposés pour le recrutement, la formation et la qualification des travailleurs liés à l’exploitation et à l’entretien de l’installation nucléaire
13. une description de tout simulateur de formation à portée totale proposé pour l’installation nucléaire

D’autres renseignements sont exigés, conformément à l’article 3 du RGSRN, notamment à l’alinéa 3d), « le système de gestion proposé pour l’activité visée, y compris les mesures qui seront prises pour promouvoir une culture de sûreté et l’appuyer ».

L’examen de la demande vise principalement à déterminer si la conception proposée, l’analyse de la sûreté et les autres renseignements requis respectent les exigences réglementaires. L’évaluation comprend une analyse scientifique et technique rigoureuse, qui tient compte des normes et pratiques exemplaires nationales et internationales sur le plan de la conception et de l’exploitation des installations nucléaires. La CCSN vérifie également que tout enjeu en suspens découlant de la phase de la préparation de l’emplacement a été résolu. La zone de protection établie dans le contexte du permis de préparation de l’emplacement est également confirmée durant l’examen relatif au permis de construction.

En ce qui a trait à la deuxième partie, soit la construction, l’attention réglementaire est axée sur les programmes de mise en œuvre et les activités connexes pour démontrer, dans la mesure du possible, que tous les structures, systèmes et composants ont été fabriqués et fonctionnent comme prévu.

Parfois, une seule demande est faite à la CCSN pour un permis de préparation de l’emplacement et pour un permis de construction en vue d’une approbation combinée de la Commission.

G.5 Évaluation de la sûreté des installations (article 8)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 8 de la Convention commune.

Voir les sections G.3, G.4 et G.6 pour les exigences réglementaires en vue de mener une analyse de la sûreté dans le contexte des phases du choix de l’emplacement, de la conception et de l’exploitation d’une installation nucléaire de catégorie I.

Le REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, décrit les méthodes d’évaluation de l’impact potentiel à long terme que les méthodes d’entreposage et de stockage définitif des déchets radioactifs pourraient avoir sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sûreté des personnes. Ce document porte sur ce qui suit :

• l’entretien et la maintenance à long terme
• l’établissement des objectifs post-déclassement
• l’établissement des critères d’évaluation
• la création de stratégies d’évaluation et le degré de précision nécessaire
• l’établissement des échéanciers et la définition des scénarios d’évaluation
• l’identification des récepteurs et des groupes critiques
• l’interprétation des résultats d’évaluation

Ce document aborde l’évaluation de la sûreté à long terme à l’appui des demandes de permis et comprend une discussion sur les méthodes, les structures et les approches d’évaluation.

G.6 Exploitation des installations (article 9)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 9 de la Convention commune.

Un permis d’exploitation permettra au titulaire de permis d’achever les activités finales de mise en service et d’exploiter l’installation. Les activités de mise en service offrent l’assurance que l’installation a été conçue et construite de manière appropriée et qu’elle est prête à être exploitée en toute sûreté.

L’article 6 du RINCI, Permis d’exploitation, énonce que la demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 :

1. une description des ouvrages de l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions nominales d’exploitation
2. une description des systèmes et de l’équipement de l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions nominales de fonctionnement
3. un rapport final d’analyse de la sûreté démontrant que la conception de l’installation nucléaire est adéquate
4. les mesures, politiques, méthodes et procédures proposées pour l’exploitation et l’entretien de l’installation nucléaire
5. les procédures proposées pour la manipulation, le stockage provisoire, le chargement et le transport des substances nucléaires et des substances dangereuses
6. les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique
7. le programme de mise en service proposé pour les systèmes et l’équipement de l’installation nucléaire
8. les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets
9. l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le débit prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques
10. les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement
11. les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale, y compris les mesures visant à
    1. aider les autorités extérieures à effectuer la planification et la préparation en vue de limiter les effets d’un rejet accidentel
    2. aviser les autorités extérieures d’un rejet accidentel ou de l’imminence d’un tel rejet
    3. tenir les autorités extérieures informées pendant et après un rejet accidentel
    4. aider les autorités extérieures à remédier aux effets d’un rejet accidentel
    5. mettre à l’épreuve l’application des mesures pour éviter ou atténuer les effets d’un rejet accidentel
12. les mesures proposées pour empêcher tout acte ou tentative de sabotage à l’installation nucléaire, de même que les mesures pour en alerter le titulaire de permis
13. les responsabilités, le programme de formation, les exigences de qualification et les mesures de requalification des travailleurs
14. les résultats obtenus grâce à l’application du programme de recrutement, de formation et de qualification des travailleurs liés à l’exploitation et à l’entretien de l’installation nucléaire

D’autres exigences sont stipulées à l’article 3 du RGSRN.

Le premier permis d’exploitation de l’installation est généralement assorti de conditions (points d’arrêt). Tous les essais pertinents de mise en service doivent été réalisés de façon concluante avant qu’un point d’arrêt puisse être levé.

G.6.1 Entretien, essais, examen et inspection

La norme N292.0 du Groupe CSA, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, établit que l’IGD devrait être conçue de sorte à faciliter l’inspection et l’entretien des structures, systèmes et composants de l’installation en assurant une radioexposition minimale des travailleurs, conformément au principe ALARA (clause 7.12.1). En outre, cette norme exige que la conception de l’IGD permette la surveillance des enceintes intérieures des structures (clause 7.12.2).

La norme N292.1 du Groupe CSA, Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives, exige qu’un programme d’entretien des piscines de stockage soit élaboré, mis en œuvre et actualisé pour tenir compte des éléments prévisionnels et préventifs, y compris les suivants : exigences relatives au nettoyage des planchers et parois des piscines de stockage, et examen, inspection et mise à l’essai du système de stockage en piscine (clause 6.3.3.1). En outre, cette norme établit que, pour les centrales nucléaires, un examen en cours d’exploitation des structures de génie civil des systèmes de stockage en piscine des centrales nucléaires doit être réalisé conformément aux exigences de la norme CSA N291, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires. Enfin, la clause 6.3.3.3 établit que la fréquence de l’entretien, des essais, de l’examen et de l’inspection des systèmes et composants liés à la sûreté doit être telle que le niveau de fiabilité et d’efficacité demeure conforme aux exigences durant toute la durée de vie utile du système de stockage en piscine (clause 6.3.3.3).

La norme N292.2 du Groupe CSA, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié, établit que le titulaire de permis doit élaborer un programme visant l’entretien périodique, les essais post-entretien, l’examen et l’inspection du système de stockage à sec pour empêcher la dégradation de ses structures, équipement, systèmes et autres composants connexes (clause 6.5.2.1). En outre, cette norme établit que la fréquence de l’entretien, des essais, de l’examen et de l’inspection des systèmes de sûreté et des systèmes et composants liés à la sûreté doit être telle que le niveau de fiabilité et d’efficacité demeure conforme aux hypothèses et à l’intention de la conception durant toute la durée de vie utile du système de stockage (clause 6.5.2.2).

G.6.2 Événements à déclaration obligatoire

Les exigences réglementaires relatives aux événements à déclaration obligatoire et à la production de rapports préliminaires immédiats et de rapports complets dans les 21 jours, y compris les situations nécessitant des rapports et les renseignements devant être inclus dans ces rapports, sont établies dans les articles suivants de la LSRN et ses règlements d’application :

• article 45 de la LSRN
• articles 29 et 30 du RGSRN
• article 38 du RSNAR
• articles 32, 37, 38, 40 et 41 du RETSN 2015
• article 16 du RRP

Le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2, incorpore et étaye les exigences de la LSRN et de ses règlements d’application à l’égard des rapports, des avis et des documents spécifiques à présenter à la CCSN pour les titulaires de permis des centrales nucléaires (ce qui comprend les piscines de stockage du combustible usé).

Le REGDOC-3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome 1 : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium, incorpore et clarifie les exigences se trouvant dans la LSRN et ses règlements d’application aux fins de déclaration. Il indique les types de rapports à soumettre ainsi que les délais de soumission. Les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN les situations, les événements et les circonstances dangereuses qui pourraient nécessiter que la CCSN prenne des mesures à court terme.

G.6.3 Expérience d’exploitation

La norme N292.0 du Groupe CSA, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, établit que des processus devraient être mis en place pour permettre d’obtenir une rétroaction et faire l’analyse de l’expérience d’exploitation, y compris ce qui suit : événements déclencheurs, précurseurs d’accidents, accidents évités de justesse, accidents et actes non autorisés (clause 4.10.1.5). En outre, cette norme établit que, pour améliorer constamment les activités de R-D en cours et en tirer des leçons, il faudrait mener des études et acquérir de l’expérience d’exploitation de façon continue (clause 7.4.6).

La norme N292.1 du Groupe CSA, Stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives, établit que la prévention et l’atténuation des accidents doivent être favorisées par le recours à l’expérience d’exploitation (clause 5.2.2.2e)).

G.6.4 Plans de déclassement

L’exigence réglementaire visant à tenir à jour un plan de déclassement constitue une condition de permis spécifique incluse dans les permis de toutes les installations en exploitation qui gèrent du combustible usé.

Le guide d’application de la réglementation G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, (qui sera remplacé par le REGDOC-2.11.2, Déclassement, en attente de l’approbation de la Commission) fournit de l’orientation à l’égard de l’élaboration des plans de déclassement pour les activités autorisées par la CCSN au Canada.

La CCSN exige que la planification du déclassement soit réalisée en deux phases.

Le plan préliminaire de déclassement (PPD) devrait être présenté à la CCSN le plus tôt possible dans le cycle de vie de l’activité ou de l’installation. Des exigences précises relatives à la planification du déclassement des installations nucléaires de catégorie I sont établies dans le RINCI. Le PPD documente ce qui suit : la stratégie de déclassement privilégiée et les objectifs finaux, le cas échéant; les principales étapes de la décontamination, du désassemblage et de la remise en état; les quantités approximatives et les types de déchets générés; un survol des principaux dangers et stratégies de protection; une estimation des coûts; et la ou les méthodes utilisées pour garantir le financement des activités de déclassement.

Le PPD initial est principalement fondé sur les types et les quantités prévues de contamination qui devraient s’accumuler dans les différentes parties d’une installation dans des conditions d’exploitation normales. Durant la phase d’exploitation, ces prévisions devraient faire l’objet d’une surveillance et être révisées au besoin en fonction des données réelles provenant des contrôles radiologiques. Un échantillonnage et des inspections périodiques devraient être réalisés dans les zones potentiellement ou réellement contaminées. De même, tous les événements imprévus ou les accidents qui mènent à de la contamination devraient faire l’objet d’enquêtes rigoureuses et les analyses d’échantillons devraient être soigneusement documentées. Le PPD devrait être examiné et actualisé dans le contexte de l’expérience d’exploitation et des avancées technologiques. Durant la phase d’exploitation de l’installation, la CCSN pourrait inspecter les documents opérationnels de l’installation et le PPD pour veiller à ce que le plan et le programme de garanties financières demeurent cohérents par rapport à l’ampleur prévue des activités de déclassement.

Le plan détaillé de déclassement (PDD) est présenté à la CCSN afin que des mesures d’autorisation appropriées soient prises avant le début des activités de déclassement. Il permet normalement d’étayer le PPD en y ajoutant des renseignements procéduraux et organisationnels. Après son approbation par la CCSN, le PDD est incorporé dans un permis autorisant le déclassement.

La section 6.1 du G-219 offre de l’orientation à l’égard du PPD et la section 6.2, à l’égard du PDD.

La norme N294 du Groupe CSA, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, a été conçue pour consolider et incorporer dans un seul document les principes du déclassement, l’expérience canadienne et internationale du déclassement ainsi que l’orientation internationale qui pourrait s’appliquer au déclassement de tous les sites et installations où des substances nucléaires ont été utilisées ou entreposées. Cette norme est compatible avec l’orientation réglementaire et stratégique actuelle du Canada, qu’elle complète. Elle s’applique au déclassement des installations nucléaires et d’autres emplacements où des substances nucléaires sont gérées, possédées ou entreposées.

G.7 Stockage définitif du combustible usé (article 10)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 10 de la Convention commune.

À la fin de la vie utile d’une installation, le titulaire de permis pourrait décider de demander un permis de déclassement. Le PPD a fait l’objet d’examens et de mises à jour tout au long du cycle de vie de l’installation.

L’article 7 du RINCI, Permis de déclassement, énonce que la demande de permis pour déclasser une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 :

1. une description du déclassement et le calendrier proposé de celui-ci, y compris la justification du calendrier et les dates prévues de début et d’achèvement du déclassement
2. les substances nucléaires, les substances dangereuses, les terrains, les bâtiments, les ouvrages, les systèmes et l’équipement qui seront touchés par le déclassement
3. les mesures, méthodes et procédures de déclassement proposées
4. les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique
5. la nature et l’étendue de toute contamination radioactive à l’installation nucléaire
6. les effets que les travaux de déclassement peuvent avoir sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets
7. l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le débit prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques
8. les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement
9. les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité nationale, y compris un plan d’intervention d’urgence
10. les exigences de qualification et le programme de formation proposés pour les travailleurs
11. une description de l’état prévu de l’emplacement après l’achèvement des travaux de déclassement

D’autres exigences sont stipulées à l’article 3 du RGSRN.

La responsabilité du titulaire de permis peut être levée lorsque la surveillance à long terme a permis de confirmer la réussite du déclassement. La Commission pourrait délivrer un permis d’abandon, en vertu duquel le site serait libéré inconditionnellement, ou une exemption d’autorisation qui lèverait la responsabilité du titulaire de permis à l’égard du site et transférerait la responsabilité de sa surveillance réglementaire et de son contrôle institutionnel de la CCSN à la province ou au territoire visé, le cas échéant. L’information exigée à l’appui des ententes de transfert comprend :

• les résultats des travaux de déclassement
• les résultats des programmes de surveillance environnementale
• la description de l’exigence pour les contrôles institutionnels à long terme
• un programme visant à informer le public des effets du transfert de la responsabilité sur sa santé et sa sûreté ainsi que sur l’environnement

G.7.1 Historique du stockage définitif du combustible usé au Canada

Le Canada ne possède actuellement aucune installation de stockage définitif destinée au combustible usé. Toute proposition visant la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement (fermeture et post-fermeture) et l’abandon (c.-à-d., levée du contrôle réglementaire de la CCSN) d’une telle installation, comme un dépôt géologique en profondeur (DGP), doit satisfaire aux exigences de la LSRN et de ses règlements d’application. La CCSN ne peut rendre une décision d’autorisation relative aux DGP qu’après une décision positive à l’égard de l’évaluation d’impact.

Depuis la création du programme CANDU, plusieurs méthodes de gestion à long terme des déchets de combustible nucléaire ont été étudiées. En 1977, une commission royale a examiné différentes options de gestion à long terme pour le Canada. Par la suite, les gouvernements du Canada et de l’Ontario ont lancé officiellement un programme de gestion des déchets de combustibles nucléaires. EACL a été chargée d’élaborer un concept de DGP destiné au combustible usé dans la roche plutonique du Bouclier canadien. On a demandé à Ontario Hydro (maintenant appelée OPG) d’étudier et de mettre au point la technologie pour entreposer et transporter le combustible usé. La société a aussi été désignée comme source de soutien technique pour EACL en ce qui a trait à la mise au point d’un dépôt. En 1981, les gouvernements du Canada et de l’Ontario ont annoncé que la sélection d’un site d’enfouissement ne se déroulerait qu’une fois que le concept de stockage définitif serait approuvé.

En 1994, EACL a présenté son énoncé des incidences environnementales sur le concept de DGP aux fins d’examen par la commission Seaborn, une commission fédérale d’évaluation environnementale. Des organismes gouvernementaux, des organisations non gouvernementales et le grand public ont été appelés à y participer. Des audiences publiques ont été menées par la commission Seaborn en 1996 et en 1997. Le Rapport de la Commission d’évaluation environnementale du concept de gestion et de stockage des déchets de combustible nucléaire a été remis au gouvernement du Canada en 1998. Selon la conclusion du rapport, un DGP dans la roche cristalline est réalisable sur le plan technique, mais tant que le public n’aura pas largement accepté un mode de gestion des déchets de combustible nucléaire, la recherche d’un site précis devrait attendre.

Le rapport formulait aussi des recommandations visant à aider le gouvernement du Canada à rendre une décision sur l’acceptabilité du concept de stockage définitif et les mesures à prendre pour garantir la gestion à long terme en toute sûreté du combustible usé au Canada, conformément à la LCEE de 1998.

Le gouvernement du Canada a donné sa réponse au rapport de la commission Seaborn plus tard en 1998, annonçant les mesures qu’il imposerait aux producteurs et propriétaires de combustible nucléaire du Canada, notamment la création de la SGDN par les producteurs d’électricité nucléaire. En 2002, le Parlement du Canada a adopté la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN).

En vertu de la LDCN, les sociétés d’énergie nucléaire devaient créer une organisation de gestion des déchets dont le mandat serait d’explorer et de proposer des méthodes de gestion du combustible usé, de recommander une méthode et de mettre en œuvre la proposition retenue par le gouverneur en conseil. L’étude devait comprendre une description technique, une comparaison des avantages, des risques et des coûts, ainsi que des considérations éthiques, sociales et économiques associées à chaque approche. Elle devait également tenir compte de régions économiques spécifiques où la mise en œuvre aurait lieu ainsi que de plans de mise en œuvre pour chaque approche visée par l’étude. L’organisation de gestion des déchets devait consulter le grand public, en particulier les peuples autochtones, relativement à chacune des méthodes.

Elle devait également mettre sur pied un comité consultatif dont les membres mettraient à contribution une vaste gamme de domaines scientifiques et techniques. L’expertise du comité devait comprendre les affaires publiques, d’autres sciences sociales, au besoin, le savoir autochtone traditionnel et la représentation des administrations locales et régionales et des communautés autochtones affectées par l’approche retenue selon les emplacements géographiques.

Dans les trois ans suivant l’entrée en vigueur de la LDCN, l’organisation de gestion des déchets devait présenter une étude établissant les méthodes proposées de gestion du combustible usé de même que sa recommandation finale. L’étude analyserait les approches fondées sur les méthodes suivantes :

• une version modifiée du concept d’EACL visant le stockage définitif en formations géologiques profondes dans le Bouclier canadien
• l’entreposage sur les sites des réacteurs nucléaires
• l’entreposage centralisé, en surface ou souterrain

La LDCN chargeait le gouvernement du Canada d’examiner l’étude soumise par l’organisation de gestion des déchets, de choisir une approche de gestion à long terme parmi les options proposées et de superviser la mise en œuvre. RNCan était chargé de superviser la mise en œuvre de la solution de gestion par l’organisation responsable de la gestion des déchets et son respect de la LDCN. Une fois une approche choisie par le gouverneur en conseil, l’organisation de gestion des déchets devait tous les trois ans présenter un rapport au ministre des Ressources naturelles. Ce rapport devait comprendre un résumé des activités et un plan stratégique pour les cinq années suivantes. Le plan canadien progresse maintenant dans ce cadre législatif.

En vertu de la LDCN, la SGDN a été mise sur pied en 2002 par les sociétés d’énergie nucléaire OPG, Hydro-Québec et Énergie NB. Sa première mission était de mettre au point, en concertation avec la population canadienne, une méthode de gestion à long terme du combustible usé du Canada qui soit socialement acceptable, réalisable sur le plan technique, écologiquement responsable et économiquement viable. De 2002 à 2005, la SGDN a étudié différentes méthodes de gestion à long terme du combustible usé du Canada et a mené des consultations exhaustives dans l’ensemble du pays.

En 2005, la SGDN a recommandé la gestion adaptative progressive (GAP) au ministre des Ressources naturelles. La GAP comprend une méthode technique fondée sur un état final d’isolation et de confinement centralisés du combustible usé dans un DGP construit dans une formation rocheuse convenable. Elle prévoit une surveillance continue du combustible usé et offre la possibilité de récupérer le combustible durant une longue période. Elle comporte des mesures qui, au besoin, permettraient une étape optionnelle d’entreposage à faible profondeur dans un lieu central si les circonstances favorisent une telle centralisation du combustible usé avant que le dépôt géologique ne soit prêt.

Le projet est mis en œuvre à un rythme souple et d’une manière qui permet un processus décisionnel progressif, chaque étape reposant sur l’apprentissage, la R-D et la mobilisation du public continus. On recherchera une collectivité qui accepte, sur la base d’une bonne information, d’accueillir les installations centralisées. La mobilisation soutenue de la population et des collectivités constitue un élément prépondérant du plan, la SGDN menant des activités de consultation continue auprès des citoyens, des collectivités, des municipalités, de tous les ordres de gouvernement, des communautés autochtones, des organisations non gouvernementales, de l’industrie et d’autres parties intéressées.

Le 14 juin 2007, après son examen de l’étude de la SGDN intitulée Choisir une voie pour l’avenir, le gouvernement du Canada a annoncé que la GAP représentait la méthode de choix pour la gestion à long terme du combustible usé au Canada. Conformément à cette décision gouvernementale, la SGDN a assumé la responsabilité de la mise en œuvre de la GAP. Des renseignements sur l’état d’avancement actuel de la GAP se trouvent à la section K.2.4. La SGDN s’est dotée des structures de gouvernance et du personnel requis pour fournir la supervision, les compétences et les capacités requises pour la mise en œuvre de la GAP. Le conseil consultatif continue de fournir des avis conformément aux exigences de la LDCN et la SGDN remet chaque année son rapport au ministre des Ressources naturelles et le met à la disposition du public. En mars 2020, la SGDN a soumis son quatrième rapport triennal au ministre, en vertu de la LDCN.

Pour financer le plan, les propriétaires des déchets continuent de faire des versements réguliers aux fonds fiduciaires réservés établis en 2002. En 2008, la SGDN a soumis au ministre des Ressources naturelles une formule de financement et un calendrier de versements aux fonds fiduciaires; la formule de financement a été approuvée en 2009.

La SGDN sera tenue de demander des permis à la CCSN pour la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon (levée du contrôle réglementaire de la CCSN) des installations de dépôt.

Section H – Sûreté de la gestion des déchets radioactifs

H.1 Prescriptions générales de sûreté (article 11)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 11 de la Convention commune.

Voir la section G.1.

H.2 Installations existantes et pratiques antérieures (article 12)

La présente section porte sur les obligations prévues à l’article 12 de la Convention commune.

La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et ses règlements garantissaient la sûreté des sites, emplacements et installations de gestion des déchets (IGD) radioactifs qui existaient au moment de l’entrée en vigueur de la Convention commune au Canada, car tous les sites, emplacements et installations étaient exploités en vertu d’un permis de la CCSN.

H.2.1 Pratiques antérieures

Les déchets radioactifs hérités se trouvant aux sites d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL) (qui sont gérés par les Laboratoires Nucléaires Canadiens, les LNC) remontent à la guerre froide et à la naissance des technologies nucléaires au Canada. Ils comprennent des bâtiments contaminés mis hors service et des terrains contaminés gérés par les LNC pour le compte d’EACL. Les responsabilités incluent le combustible usé des réacteurs de recherche et les déchets liquides moyennement radioactifs provenant de la production d’isotopes médicaux et d’expériences de traitement de combustible réalisées au cours de la guerre froide. En 2006, le gouvernement du Canada a lancé le Programme des responsabilités nucléaires héritées (PRNH) pour s’acquitter des responsabilités découlant des sites d’EACL.

En 1982, le gouvernement du Canada a créé au sein d’EACL le Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité (BGDRFA) en tant qu’agent fédéral chargé de l’assainissement et de la gestion des déchets radioactifs de faible activité (DRFA) hérités présents au Canada. L’inventaire de déchets historiques du Canada est principalement constitué de sols contaminés au radium et à l’uranium. Le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité de leur gestion à long terme. La majeure partie des DRFA historiques du Canada est située dans les localités de Port Hope et de Clarington, dans le sud de l’Ontario. En mars 2001, le gouvernement du Canada et les municipalités locales ont conclu un partenariat en vue d’assainir ces sites et de gérer à long terme ces déchets. Ce partenariat a abouti au lancement de l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH).

En 2015, lors de la mise en œuvre du modèle d’organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur (OGEE), Ressources naturelles Canada (RNCan) a transféré à EACL la responsabilité fédérale de la gestion et de l’exécution des responsabilités du gouvernement du Canada en matière de gestion des déchets radioactifs, y compris les DRFA hérités et historiques. Par conséquent, le PRNH a pris fin et les activités associées au programme ont été intégrées dans la mission des LNC dans le cadre d’une entente d’OGEE.

Lorsque des mesures correctives sont requises dans des installations de résidus d’extraction et de concentration d’uranium dont le propriétaire n’existe plus, les gouvernements fédéral et provinciaux veillent à ce que les sites soient déclassés de manière sûre. En Ontario, où se trouve l’ancien site d’exploitation minière d’uranium d’Elliot Lake, les gouvernements du Canada et de l’Ontario ont signé en 1996 un protocole d’entente établissant leurs rôles respectifs pour la gestion des résidus de mines et d’usines de concentration d’uranium abandonnées. Conformément à la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, tout est fait pour identifier le producteur d’uranium ou le propriétaire d’un site. Lorsque cela est impossible, les gouvernements ont convenu de partager les frais associés aux mesures correctives requises. Jusqu’à présent, de tels arrangements n’ont pas été nécessaires vu que tous les propriétaires des sites en Ontario assument leurs responsabilités.

H.3 Choix du site des installations en projet (article 13)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 13 de la Convention commune.

Voir la section G.3 pour obtenir des renseignements sur les installations de gestion de déchets radioactifs de catégorie I.

H.4 Conception et construction des installations (article 14)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 14 de la Convention commune.

Voir la section G.4 pour obtenir des renseignements sur les installations de gestion de déchets radioactifs de catégorie I.

H.5 Évaluation de la sûreté des installations (article 15)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 15 de la Convention commune.

Voir la section G.5 pour obtenir des renseignements sur les installations de gestion de déchets radioactifs de catégorie I.

H.6 Exploitation des installations (article 16)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 16 de la Convention commune.

Voir la section G.6 pour obtenir des renseignements sur les installations de gestion de déchets radioactifs de catégorie I.

H.6.1 Entretien, essais, examen et inspection

Selon la norme CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, l’installation de gestion des déchets (IGD) doit être conçue pour faciliter l’inspection et l’entretien des structures, systèmes et composants de l’installation en réduisant au minimum l’exposition des travailleurs aux rayonnements, conformément au principe ALARA (clause 7.12.1). En outre, cette norme stipule que la conception de l’IGD doit permettre de surveiller les cavités intérieures des structures (clause 7.12.2).

H.6.2 Événements à déclaration obligatoire

Les exigences réglementaires visant les événements à déclaration obligatoire et la présentation de rapports préliminaires immédiats et de rapports complets dans les 21 jours, y compris les situations qui doivent être signalées et les renseignements qui doivent être contenus dans les rapports, sont énoncées dans les articles suivants de la LSRN et de ses règlements :

• article 45 de la LSRN
• articles 29 et 30 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN)
• article 38 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (RSNAR)
• articles 32, 37, 38, 40 et 41 du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) (RETSN 2015)
• article 16 du Règlement sur la radioprotection (RRP)

H.6.3 Expérience d’exploitation

Selon la norme CSA N292.0, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, des processus doivent être mis en place pour permettre une rétroaction et une analyse de l’expérience d’exploitation, notamment : les événements initiateurs, les précurseurs d’accidents, les accidents évités de justesse, les accidents et les actes non autorisés (clause 4.10.1.5). Toujours selon cette norme, il faudrait recueillir en permanence des données sur la recherche et l’expérience d’exploitation pour améliorer continuellement les activités de recherche et de développement en cours et en tirer des leçons (clause 7.4.6).

H.6.4 Plans de déclassement

Voir la section G.6.4 pour obtenir des renseignements sur les installations de gestion de déchets radioactifs de catégorie I.

H.7 Mesures institutionnelles après la fermeture (article 17)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 17 de la Convention commune.

Le Canada ne possède actuellement aucune installation de stockage définitif de déchets radioactifs. Cependant, les installations de gestion des résidus (IGR) déclassées requièrent des mesures de contrôle institutionnel. L’éventail de ces dernières varie de mesures minimes (après que la génération actuelle des IGR en fosses, conçues pour un déclassement futur, soient fermées) à des programmes continus de surveillance et d’entretien sur les sites exploités par le passé où les résidus ont été placés en surface.

La libération du contrôle réglementaire par la CCSN a lieu lorsque le titulaire de permis a achevé, dans le respect des normes, le déclassement de l’installation et a remis en état le site de manière à permettre son utilisation ultérieure (p. ex., zone verte ou friche industrielle). Si la libération inconditionnelle n’a pas encore été obtenue (p. ex., en raison de la présence à long terme de substances nucléaires ou de structures, systèmes ou composants contaminés), il pourrait être nécessaire de renouveler perpétuellement l’autorisation de la CCSN, à moins que les risques soient très minimes et qu’une supervision assurée par un autre organisme gouvernemental ou de réglementation ne permette à la Commission d’exempter indéfiniment le site d’une autorisation de la CCSN (sur le principe du cas par cas).

Une fois le déclassement achevé dans le respect des conditions, la CCSN exige qu’un permis d’abandon ou une exemption d’autorisation soit demandé. La demande doit être accompagnée de rapports sur les résultats des activités de déclassement et de remise en état du site, ainsi que 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 LSRN.

H.7.1 Exemption

Afin d’obtenir une exemption, le titulaire de permis doit présenter un dossier de sûreté qui démontre la sûreté à long terme du site. Cette démonstration doit citer la conception et les barrières techniques ou les formes proposées de contrôles institutionnels, notamment des vérifications périodiques du site. La CCSN examinera les contrôles institutionnels proposés au cas par cas à la lumière de leur sûreté à long terme, de leur coût, des conséquences de leur défaillance et de leur fiabilité. Le document d’application de la réglementation REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs, aide les demandeurs et titulaires de permis à évaluer la sûreté à long terme de l’entreposage et du stockage définitif des déchets radioactifs et décrit les mesures de contrôle institutionnel. Il décrit les façons typiques d’évaluer l’incidence qu’ont les méthodes d’entreposage et de stockage définitif des déchets radioactifs sur l’environnement et sur la santé, la sécurité et la sûreté des personnes.

H.7.2 Permis d’abandon

Lors de l’examen d’une demande de permis d’abandon, la CCSN doit être convaincue que l’abandon du site, de la substance nucléaire et de l’équipement ou du renseignement réglementé ne présente pas de risque déraisonnable pour l’environnement ou la santé, la sécurité et la sûreté des personnes ni pour la sécurité nationale. L’abandon ne doit pas non plus mettre le Canada en situation de non-conformité à ses obligations internationales.

Selon l’article 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, Permis d’abandon, une demande de permis d’abandon d’une installation nucléaire de catégorie I doit comporter les renseignements suivants :

1. les résultats du déclassement
2. les résultats des programmes de surveillance environnementale

D’autres exigences sont énoncées aux articles 3 et 4 du RGSRN.

H.7.3 Dossiers

L’article 27 du RGSRN exige que « le titulaire de permis conserve un document sur tous les renseignements de permis qu’il présente à la Commission. » Le paragraphe 28(1) stipule que « la personne qui est tenue de conserver un document aux termes de la Loi, de ses règlements ou d’un permis, le fait pour la période indiquée dans le règlement applicable ou, à défaut, pendant une année suivant l’expiration du permis qui autorise l’activité pour laquelle les documents sont conservés. »

En vertu du paragraphe 28(2), il est interdit à quiconque d’aliéner un document mentionné dans la Loi, ses règlements ou un permis à moins de ne plus être tenu de le conserver aux termes de la Loi, de ses règlements ou du permis, et de donner à la Commission un préavis d’au moins 90 jours indiquant la date d’aliénation et la nature du document. Enfin, aux termes du paragraphe 28(3), « la personne qui avise la Commission conformément au paragraphe (2) doit déposer l’original ou une copie du document auprès de celle-ci sur demande. »

H.7.4 Contrôles institutionnels actifs et passifs

Le REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs, définit les contrôles institutionnels comme le contrôle des risques résiduels d’un site après son déclassement.

Dans sa demande, le demandeur de permis devrait définir le rôle que jouent les contrôles institutionnels dans la sûreté du système de gestion des déchets et expliquer comment ce rôle est pris en compte dans l’évaluation de la sûreté. Les contrôles institutionnels peuvent comprendre des mesures actives qui nécessitent des activités sur le site, comme le suivi, la surveillance et l’entretien, et des mesures passives ne nécessitant pas d’activités sur le site, comme les restrictions relatives à l’utilisation des terres et les balises. Les contrôles institutionnels peuvent faire partie de la conception d’un système de gestion des déchets radioactifs en tant que mesure de sûreté nécessaire ou pour renforcer la confiance dans le système.

Les options de gestion à long terme ne devraient pas compter sur des contrôles institutionnels à long terme comme caractéristiques de sûreté, sauf s’ils sont absolument nécessaires. Cependant, pour certains types de déchets dans certaines situations propres au site, il peut ne pas y avoir de solution de rechange réaliste aux contrôles institutionnels à long terme comme caractéristique de sûreté, même après avoir optimalisé la conception de l’installation.

En raison des incertitudes touchant les activités humaines futures ainsi que l’évolution et la stabilité des sociétés, la pratique internationale actuelle limite généralement le recours aux contrôles institutionnels pour assurer la sûreté à quelques siècles. Toutefois, il est reconnu que, malgré l’optimisation de la conception, certaines installations, telles que les bassins de résidus en surface, pourraient devoir s’appuyer sur des contrôles institutionnels pendant une période plus longue. Toute intention d’assurer la sûreté à long terme au moyen de contrôles institutionnels devrait être indiquée et justifiée dans l’évaluation à long terme.

Le REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III, contient des exigences et de l’orientation concernant les contrôles institutionnels.

Section I – Mouvements transfrontières

I.1 Mouvements transfrontières (article 27)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 27 de la Convention commune.

I.1.1 Introduction

Les lois et les règlements canadiens suivants régissent l’importation et l’exportation de substances nucléaires conformément aux accords bilatéraux et multilatéraux auxquels le Canada a souscrit :

• la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et son Règlement sur le contrôle de
• l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire (RCIENPN) ainsi que le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN)
• la Loi canadienne sur la protection de l’environnement et son Règlement sur l’exportation et l’importation de déchets dangereux
• la Loi sur les licences d’exportation et d’importation
• la Loi sur les Nations Unies

L’exportation des sources radioactives scellées de catégorie 1 et 2 indiquées au tableau 1 de l’annexe 1 du Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives de l’AIEA nécessite une autorisation propre à chaque transaction, délivrée en vertu de la LSRN. En ce qui concerne l’autorisation d’exportation de sources radioactives scellées de catégorie 3 ou de catégorie inférieure et l’autorisation d’importation, d’utilisation, d’abandon, de production, de gestion, d’entreposage ou de stockage définitif d’une source radioactive scellée, les demandeurs doivent présenter les renseignements exigés par l’article 3 du RGSRN et par l’article 3 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (RSNAR). L’importation et l’exportation de substances nucléaires contrôlées sont assujetties à des exigences en matière de permis distinctes énoncées dans le RCIENPN. D’autres exigences s’appliquant aux personnes qui souhaitent obtenir un permis de transport de substances nucléaires sont prescrites par le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) (RETSN 2015).

I.1.2 Substances nucléaires

En vertu de la LSRN, la CCSN réglemente l’importation et l’exportation des substances nucléaires (ainsi que de l’équipement et des renseignements réglementés). Le tableau en annexe au RCIENPN établit les « substances nucléaires contrôlées » qui nécessitent une autorisation d’exportation et d’importation de la CCSN.

Les matières nucléaires et isotopes suivants sont considérés comme des substances nucléaires contrôlées nécessitant des autorisations d’exportation propres à chaque transaction, lesquelles sont délivrées par la CCSN :

• plutonium
• uranium
• thorium
• deutérium
• tritium
• radium 226 (plus de 370 MBq)
• radio-isotopes émetteurs de rayonnement alpha dont la période est de dix jours ou plus, mais de moins de 200 ans, et dont l’activité alpha totale est de 37 GBq/kg ou plus (à l’exception des substances dont l’activité alpha totale est inférieure à 3,7 GBq)

Affaires mondiales Canada réglemente l’exportation de certains types de substances nucléaires en vertu de la Loi sur les licences d’exportation et d’importation.

L’exportation d’une source radioactive scellée contenant un des seize premiers radionucléides identifiés comme source radioactive de catégorie 1 ou 2 par l’AIEA selon le tableau 1 de l’annexe 1 du Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives nécessite l’autorisation de la CCSN en vertu de la LSRN et du RGSRN.

I.1.3 Pays d’origine

Tel qu’il est susmentionné, la CCSN et Affaires mondiales Canada réglementent toutes deux l’exportation des substances nucléaires réglementées énumérées à la section I.1.2. Bien que les règlements utilisés par les deux organisations soient fondés sur les parties 1 et 2 des lignes directrices du Groupe des fournisseurs nucléaires, le règlement administré par la CCSN a une portée et une couverture un peu plus vastes, conformément à son mandat.

Enfin, aux termes de la politique de non-prolifération des armes nucléaires du Canada, les exportations de substances et de renseignements nucléaires ne peuvent se faire qu’aux pays avec lesquels le Canada a conclu un accord de coopération nucléaire (ACN). Ces accords sous forme de traité établissent des obligations mutuelles visant à garantir, par exemple, que ces matières ne seront utilisées qu’aux fins pacifiques et non pour des armes explosives. Les substances nucléaires peuvent être exportées vers des pays avec lesquels le Canada n’a pas conclu d’ACN pourvu qu’elles soient en petites quantités ou destinées à un usage autre que nucléaire. Le Canada peut également importer des substances nucléaires de pays avec lesquels il n’est pas actuellement lié par un ACN.

I.1.4 Pays de destination

Les permis de possession délivrés par la CCSN précisent la ou les substances nucléaires que le titulaire de permis est autorisé à posséder et peuvent aussi autoriser certains types et certaines quantités maximales de substances nucléaires qui peuvent être importées sans autorisation additionnelle. Une autorisation particulière à la transaction doit être obtenue pour l’importation des substances décrites à la section I.1.2. Ces autorisations certifient que le demandeur possède les permis de possession nécessaires pour recevoir et manipuler de façon appropriée les substances nucléaires visées. Si le demandeur ne possède pas le permis nécessaire, il sera avisé des exigences à satisfaire pour être autorisé à détenir la substance mentionnée dans la demande.

L’Agence des services frontaliers du Canada aide la CCSN à administrer les contrôles à l’importation et à l’exportation conformément à la LSRN. Un importateur ou exportateur doit présenter un permis valide de la CCSN à un agent des douanes au moment de l’importation ou de l’exportation de substances nucléaires. En l’absence de permis valide, le titulaire de permis peut être en infraction des conditions de son permis d’importation ou d’exportation ou des contrôles d’autorisation en vertu de la LSRN.

I.1.5 Destinations au sud du 60^e parallèle

L’Antarctique est la seule masse continentale au sud du 60^e parallèle dans l’hémisphère sud, selon la définition du Traité sur l’Antarctique (1959). Sept États revendiquent actuellement des droits de souveraineté officieux sur des parties de l’Antarctique. Le Canada n’en fait pas partie. La marche à suivre pour assurer que des substances radioactives ne sont pas transférées en Antarctique est la même que celle qui s’applique aux autres destinations. En outre, cette obligation internationale a été intégrée au droit canadien par l’intermédiaire de la Loi canadienne sur la protection de l’environnement.

Section J – Sources scellées retirées du service

J.1 Sources scellées retirées du service (article 28)

Cette section traite des obligations en vertu de l’article 28 de la Convention commune.

J.1.1 Introduction

Les substances nucléaires radioactives, sous forme scellée ou non, ont de nombreuses applications sur les plans industriel, médical, commercial, universitaire et de la recherche. Un vaste éventail d’organisations, notamment des universités, des hôpitaux, des installations industrielles et des ministères, utilisent des substances nucléaires.

Bien que la plupart des sources scellées soient de petite dimension (voir la figure J.1), leur radioactivité peut varier de quelques dizaines à des milliards de becquerels (Bq). Lorsqu’une source radioactive scellée n’est plus requise ou s’est désintégrée au-delà de sa vie utile et qu’on ne compte plus l’utiliser dans le contexte pour lequel on a accordé une autorisation, elle devient une source retirée du service. Elle peut alors être renvoyée au fabricant au Canada ou dans le pays d’origine. Elle peut aussi être envoyée à une installation de gestion des déchets (IGD) autorisée. Si une source radioactive scellée s’est désintégrée en dessous de sa quantité d’exemption ou de son niveau de libération tel que défini dans le RSNAR, elle peut être libérée du contrôle réglementaire de la CCSN, conformément au paragraphe 5.1 du RSNAR. Les substances nucléaires qui demeurent assujetties au contrôle réglementaire doivent être gérées dans le respect de tous les règlements applicables.

Figure J.1 : Assemblage de source scellée utilisé pour la gammagraphie industrielle

J.1.2 Cadre de réglementation visant les sources radioactives scellées

Aux termes de l’article 26 de la LSRN, il est interdit, sauf en conformité avec un permis et sous réserve des exigences réglementaires, d’avoir en sa possession, de transférer, d’importer, d’exporter, d’utiliser, d’abandonner, de produire ou d’entretenir une source scellée.

Selon la définition du RSNAR, une « source scellée » est une substance nucléaire radioactive enfermée dans une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est liée. L’enveloppe ou le revêtement doit être suffisamment résistant pour empêcher tout contact avec la substance et la dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement est conçu.

Les sources scellées peuvent être reconditionnées ou retraitées par les titulaires de permis pour une utilisation future si cela entre dans le cadre de leurs activités autorisées.

J.1.3 Utilisation des sources radioactives scellées au Canada

Dans le cadre du programme de contrôle réglementaire du Canada, la CCSN réglemente les activités mettant en cause des sources radioactives scellées. Chaque permis précise l’isotope, l’activité maximale (en Bq) de chaque substance nucléaire radioactive, l’activité maximale par source scellée et les activités réglementées que le titulaire de permis peut mener dans le cadre de son permis.

J.1.3.1 Sûreté des sources radioactives scellées

Au Canada, les sources radioactives scellées sont visées par un permis (en vertu du RSNAR) afin de garantir qu’au cours de son cycle de vie, une source radioactive scellée est possédée, transférée, importée, exportée, utilisée, abandonnée, produite ou entretenue conformément aux exigences réglementaires.

Les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN leur inventaire de sources scellées et d’appareils à rayonnement, et ce chaque année en ce qui a trait aux sources de catégories 3, 4 et 5 et plus souvent pour les sources de catégories 1 et 2. En outre, les inspecteurs de la CCSN vérifient physiquement l’inventaire des sources scellées d’un titulaire de permis lors d’inspections visant à s’assurer que le titulaire tient des registres précis des sources en sa possession et qu’il sait où se trouvent toutes les sources en sa possession.

Aux termes du cadre de réglementation du Canada, les titulaires de permis sont responsables de récupérer les sources radioactives perdues, volées ou trouvées et d’en assurer la sûreté. Les sources radioactives qui cessent d’être utilisées alors qu’elles sont assujetties à un contrôle réglementaire doivent être gérées en tenant compte de toutes les exigences réglementaires existantes et peuvent être renvoyées à leur fabricant au Canada ou dans leur pays d’origine. Elles peuvent également être envoyées à une IGD autorisée.

La CCSN dispose de procédures internes lui permettant de s’assurer que les propriétaires de sources radioactives trouvées qui ne sont pas assujetties à un contrôle réglementaire approprié et qui ne sont pas déclarées perdues ou volées par les titulaires de permis sont identifiés en examinant les données du Registre national des sources scellées (RNSS). Si une source radioactive est considérée comme orpheline, le personnel de la CCSN connaît et comprend les mesures à prendre pour placer la source sous contrôle réglementaire. Dans certaines situations extraordinaires, la CCSN prendra possession des sources scellées et des appareils à rayonnement orphelins et veillera à ce qu’ils soient adéquatement évacués. Lorsqu’un propriétaire est introuvable, il est possible de recourir au programme d’assurance de garantie financière pour couvrir le coût de l’évacuation. Les procédures internes de la CCSN couvrent toutes les étapes de la gestion d’une source, de sa découverte à son évacuation.

Conformément à la réglementation, les sources scellées perdues ou trouvées doivent être signalées à la CCSN. Les titulaires de permis qui font faillite doivent également le signaler à la CCSN. Tous les rapports sont conservés dans le Système central de signalement et de suivi des événements, une base de données interne de gestion des événements, afin que la CCSN puisse réagir de manière appropriée. En mars 2020, la CCSN a publié un document d’application de la réglementation, le REGDOC-3.1.3, Exigences relatives à la production de rapports pour les titulaires de permis de déchets de substances nucléaires, les installations nucléaires de catégorie II et les utilisateurs d’équipement réglementé, de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement, qui clarifie les exigences de déclaration, fournit des détails sur les situations et événements dangereux qui doivent être signalés à la CCSN et donne de l’orientation sur les renseignements qui doivent être soumis avec les différents types de rapports.

Le Programme de récupération d’artéfacts historiques, géré par les LNC, fournit des conseils et une assistance techniques. Il aide à identifier les objets radioactifs trouvés sur des propriétés privées et publiques partout au Canada. Au besoin, les objets sont transportés vers une installation d’entreposage et de gestion des déchets à long terme, autorisée par la CCSN.

J.1.3.2 Évacuation des sources radioactives scellées au Canada

Une source radioactive scellée ne peut être transférée que conformément aux conditions d’un permis délivré par la CCSN. Pour la gestion à long terme, les sources radioactives scellées peuvent être renvoyées au fabricant au Canada ou dans le pays d’origine. Au Canada, certains fabricants de sources radioactives recyclent les sources radioactives scellées dans le cadre de la gestion de fin de vie, soit en réutilisant les sources déclassées pour d’autres applications, soit en les ré-encapsulant ou en les retraitant pour d’autres applications utiles. Les sources radioactives scellées peuvent également être envoyées à une installation de gestion des déchets radioactifs autorisée (comme l’installation exploitée par les LNC à Chalk River, en Ontario) ou transférées à une personne autorisée par la CCSN à posséder de telles sources. Si une source radioactive scellée s’est désintégrée pour passer en deçà de la quantité d’exemption ou du niveau de libération (selon les seuils prescrits dans les annexes 1 et 2 du RSNAR), elle peut également être libérée du contrôle réglementaire de la CCSN en vertu de l’article 5.1 du RSNAR. Même si les sources radioactives scellées ne sont plus sous le contrôle réglementaire de la CCSN, la personne qui les possède doit continuer de se conformer à la réglementation fédérale, provinciale ou municipale pertinente.

J.1.3.3 Registre national des sources scellées et Système de suivi des sources scellées

Le Système de suivi des sources scellées (SSSS) est un programme sécurisé de gestion de l’information qui sert à alimenter le Registre national des sources scellées (RNSS) et qui permet aux titulaires de permis de déclarer en ligne les mouvements des sources radioactives scellées tout au long de leur cycle de vie. Le RNSS permet à la CCSN d’établir un inventaire exact et protégé des sources scellées au Canada, en commençant par celles qui présentent un risque élevé. L’information qu’il contient est aussi à jour que le permettent les délais de soumission des rapports prescrits dans le permis (p. ex., un rapport doit être soumis à leur sujet dans les deux jours suivant la réception et sept jours avant le transfert d’une source scellée de catégories 1 et 2). Depuis leur mise en place en 2006, ces systèmes se sont avérés efficaces. En 2017, la CCSN a commencé à afficher en ligne les données du RNSS dans un format lisible par machine dans le cadre de l’initiative Gouvernement ouvert du gouvernement du Canada.

Les titulaires de permis peuvent déclarer leurs transactions au moyen de l’interface en ligne ou par d’autres moyens (documents envoyés par la poste, par télécopieur ou par courrier électronique). Depuis le lancement initial de l’interface en ligne, la CCSN l’a remodelée deux fois – en décembre 2010 et en 2012 – pour la maintenir à jour avec le système sécurisé de services en ligne du gouvernement du Canada. Ce faisant, le système a aussi été modifié pour être conforme à la Norme sur l’accessibilité des sites Web du gouvernement du Canada. Pour obtenir plus de renseignements à cet égard, veuillez consulter le site Web du Secrétariat du Conseil du Trésor à : tbs-sct.gc.ca.

À la fin de décembre 2019, le RNSS contenait, toutes catégories confondues, des données concernant 134 591 sources radioactives scellées utilisées au Canada. Ceci représentait une augmentation de 43 % par rapport au nombre de sources figurant dans le RNSS à la fin de décembre 2016. En décembre 2019, le SSSS assurait le suivi de 6 904 sources de catégorie 1 et 65 151 sources de catégorie 2. Les 62 536 autres sources figurant dans le RNSS étaient des sources de catégories 3, 4 et 5, qui doivent faire l’objet de rapports obligatoires une fois par an.

J.1.3.4 Importation et exportation de sources radioactives scellées

L’amélioration du programme de contrôle canadien des exportations et importations de sources radioactives résulte de l’adhésion du gouvernement à deux documents clés de l’AIEA : le Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives et le document supplémentaire Orientations pour l’importation et l’exportation de sources radioactives. Élaborés sous l’égide de l’AIEA, ces documents visent à améliorer la sûreté et la sécurité des sources radioactives scellées partout dans le monde. Pour soutenir l’AIEA et ses efforts visant à instaurer un régime de contrôle et de gestion sécuritaire des sources radioactives scellées de catégories 1 et 2, le gouvernement du Canada s’est engagé à respecter les dispositions du code de conduite et à mettre en œuvre un programme de contrôle des importations et des exportations, aux termes du document d’orientations.

À titre d’organisme de réglementation nucléaire au Canada, la CCSN est chargée de contrôler l’exportation et l’importation des sources radioactives scellées en vertu de la LSRN. Les sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 sont conformes à la norme de sûreté RS-G-1.9 de l’AIEA, intitulée Catégorisation des sources radioactives, laquelle est fondée sur les « valeurs D » qui définissent le degré de dangerosité des sources. Aux fins du programme de contrôle de l’exportation et de l’importation de la CCSN, les sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 sont définies comme sources radioactives scellées à risque élevé.

En appliquant les mesures de contrôle de l’exportation et de l’importation décrites par l’AIEA dans le code de conduite et dans le document d’orientations, la CCSN renforce la sûreté et la sécurité nationales et internationales. Ces mesures permettent de s’assurer que seules des personnes autorisées peuvent recevoir des sources radioactives scellées de catégories 1 et 2. Le programme de contrôle de l’exportation et de l’importation de la CCSN est conforme à celui de l’AIEA et vise à :

• atteindre un haut niveau de sûreté et de sécurité pour les sources radioactives scellées de catégories 1 et 2
• réduire la probabilité d’une exposition nocive accidentelle à des sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 ou l’usage malveillant de telles sources en vue de nuire à des personnes, à la société et à l’environnement
• atténuer ou minimiser les conséquences radiologiques de tout accident ou acte malveillant mettant en cause des sources scellées de catégories 1 et 2

Lors du traitement d’une demande d’exportation de sources radioactives scellées de catégories 1 et 2, la CCSN doit s’assurer que l’État importateur remplit les conditions énoncées au paragraphe 7 du document d’orientations concernant les sources de catégorie 1 et au paragraphe 11 concernant les sources de catégorie 2. Lorsque de telles assurances ne peuvent être obtenues et que la CCSN détermine que l’État importateur ne possède pas l’infrastructure réglementaire appropriée pour gérer la source de manière sûre et sécuritaire, elle peut envisager de refuser l’autorisation de l’exportation.

Le programme de contrôle de l’exportation et de l’importation des sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 de la CCSN est parfaitement conforme aux dispositions du code de conduite et du document d’orientations. Les exportateurs canadiens sont tenus d’obtenir de la CCSN un permis d’exportation avant d’exporter des sources radioactives scellées de catégorie 1 ou 2. Le programme englobe la délivrance de permis, la conformité, les notifications adressées aux États importateurs avant l’expédition, les vérifications après l’expédition, les demandes d’État à État concernant le consentement pour l’importation de sources radioactives scellées de catégorie 1, l’établissement d’accords administratifs bilatéraux et la confirmation de la réception des sources radioactives négociées dans le cadre de plusieurs accords administratifs bilatéraux.

Pour aider les titulaires de permis et les autres États, la CCSN a publié le REGDOC-2.13.2, Importation et exportation, version 2, qui fournit des renseignements sur le programme de contrôle de l’importation et de l’exportation de la CCSN pour les sources radioactives scellées de catégories 1 et 2. Un formulaire de demande et des instructions d’accompagnement pour l’obtention d’un permis d’exportation de sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 est également disponible sur le site Web de la CCSN à suretenucleaire.gc.ca.

Depuis la mise en œuvre du programme le 1^er avril 2007, la CCSN a reçu plus de 2 820 demandes d’exportation de sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 vers 100 pays et a contrôlé l’exportation de plus de 20,4 millions de TBq. Le Canada demeure un chef de file mondial dans la production et l’exportation de sources radioactives scellées de catégorie 1 contenant du cobalt 60, répondant à 95 % de la demande mondiale.

J.1.3.4.1 Harmonisation internationale grâce aux accords administratifs bilatéraux

Afin d’aider à l’application internationale du code de conduite et du document d’orientations de l’AIEA de manière harmonisée, la CCSN a élaboré un modèle d’accord administratif bilatéral présentant un ensemble de conditions, de définitions et de procédures de base. La CCSN a établi 12 accords administratifs bilatéraux avec ses homologues internationaux afin de s’assurer que les importations et les exportations des sources radioactives scellées de catégories 1 et 2 entre le Canada et ces pays sont menées d’une façon conforme aux dispositions du code de conduite et du document d’orientations. Ces accords permettent aussi d’harmoniser les approches réglementaires relatives à l’autorisation des importations et des exportations et de faciliter l’échange d’informations réglementaires concernant de telles importations et exportations.

L’importance accordée aux accords bilatéraux pour une meilleure harmonisation internationale des contrôles a été considérée comme une bonne pratique lors de l’examen du programme de réglementation de la CCSN par le Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’AIEA en juin 2009. Cette pratique est aussi très appréciée de la communauté internationale dans la mesure où elle aide d’autres États à mettre en œuvre les dispositions du code de conduite et du document d’orientations de l’AIEA. La CCSN encourage l’établissement et l’utilisation d’accords bilatéraux pour favoriser l’harmonisation des approches réglementaires relatives à l’autorisation des importations et des exportations.

J.1.3.5 Les sources radioactives scellées et la communauté internationale

Le retour des sources radioactives scellées précédemment exportées est autorisé par un permis d’importation (pour les substances nucléaires contrôlées) ou par un permis d’autorisation général d’importation délivré par la CCSN. Les fabricants de sources au Canada continuent d’importer des sources scellées usées d’autres pays dans le cadre du principe de retour au fabricant.

J.1.3.6 Dossiers

L’alinéa 36(1)a) du RSNAR exige de tous les titulaires de permis qu’ils conservent un registre de toute substance nucléaire en leur possession. Les registres doivent comprendre les éléments suivants :

• le nom, la quantité, la forme et l’emplacement
• s’il s’agit d’une source scellée, le modèle et le numéro de série de celle-ci
• si la substance nucléaire est contenue dans un appareil à rayonnement, le modèle et le numéro de série de celui-ci
• la quantité utilisée
• la façon dont elle a été utilisée

L’alinéa 36(1)c) du RSNAR exige de tous les titulaires de permis qu’ils conservent un registre des transferts, réceptions, évacuations ou abandons de substances nucléaires. Les registres doivent comprendre les éléments suivants :

• la date du transfert, de la réception, de l’évacuation ou de l’abandon
• le nom et l’adresse du fournisseur ou du destinataire
• le numéro du permis du destinataire
• le nom, la quantité et la forme de la substance nucléaire ayant fait l’objet du transfert, de la réception, de l’évacuation ou de l’abandon
• si la substance est une source scellée, le modèle et le numéro de série de la source
• si la substance est contenue dans un appareil à rayonnement, le modèle et le numéro de série de l’appareil

J.1.3.7 Programme de garanties financières pour les utilisateurs de sources scellées et d’appareils à rayonnement

En 2015, la CCSN a établi un programme de garanties financières pour les utilisateurs de sources scellées et d’appareils à rayonnement. Elle a mis en place un programme d’assurance au moyen d’une entente avec une institution privée. Aux termes de ce programme, la CCSN constitue la seule partie assurée et les titulaires de permis assument une prime annuelle correspondant à 0,410 % de leur responsabilité totale (jusqu’à une responsabilité maximale de 1 million de dollars). La responsabilité est calculée en fonction du nombre de sources de plus de 50 MBq qu’un titulaire de permis possède, du nombre d’appareils à rayonnement et d’équipements réglementés de catégorie II qu’il possède et du nombre de pièces où il utilise des substances nucléaires non scellées. Plus un titulaire de permis possède de sources et d’appareils dans son inventaire, qu’ils soient utilisés ou non, plus sa responsabilité est élevée et plus sa prime annuelle est élevée. Les titulaires de permis qui choisissent de ne pas participer au programme doivent mettre en place d’autres garanties financières jugées acceptables par la Commission. L’établissement du régime de garanties financières permet de s’assurer que les fonds nécessaires seront disponibles en vue de la cessation sécuritaire des activités autorisées en cas de défaut du titulaire de permis. Les garanties financières permettent d’assurer le contrôle réglementaire permanent des sources radioactives et ne signifient pas que le titulaire de permis n’est pas tenu d’assurer la cessation sécuritaire des activités autorisées.

La CCSN a eu recours au programme d’assurance de garantie financière à deux reprises depuis sa création. En 2018, il a été utilisé pour couvrir les coûts d’évacuation d’un appareil à rayonnement trouvé dans un parc à ferraille. La propriété de l’appareil était antérieure à l’existence de la CCSN et date d’une époque où ce modèle particulier d’appareil n’était pas autorisé au Canada. La CCSN a utilisé le programme une deuxième fois en 2019-2020 pour couvrir les coûts de démontage et d’évacuation de huit jauges fixes qui ont été abandonnées lorsque le titulaire de permis a cessé ses activités et a quitté l’emplacement où elles se trouvaient.

Section K – Efforts généraux pour améliorer la sûreté

K.1 Portée de la section

Cette section traite des points suivants :

• un résumé des questions de sûreté et des mesures futures envisagées à leur sujet, ainsi que les enjeux et les suggestions déterminés lors de la sixième réunion d’examen (K.2)
• les questions générales relevées lors de la sixième réunion d’examen (K.3)
• les mesures de coopération internationale (K.4)
• les examens internationaux par les pairs (K.5)
• les mesures prises pour renforcer l’ouverture et la transparence dans la mise en œuvre des obligations découlant de la Convention commune (K.6)

K.2 Questions de sûreté et mesures futures envisagées

La sixième réunion d’examen a permis de dégager les priorités actuelles du Canada et les mesures prévues pour améliorer la sûreté :

1. la modernisation du cadre de réglementation en matière de déchets et de déclassement (K.2.1)
2. la mise en œuvre de la LEI (K.2.2)
3. le déclassement et la remise en état des sites d’EACL (sous la direction des LNC) (K.2.3)
   • identifié comme un défi lors de la sixième réunion d’examen
4. la gestion à long terme du combustible usé et la détermination d’un site acceptable dans une collectivité disposée à accueillir un dépôt de combustible usé (K.2.4)
   • identifié comme un défi lors de la sixième réunion d’examen
5. le dépôt géologique en profondeur d’OPG pour ses DRFMA (K.2.5)
6. l’établissement éventuel d’une stratégie intégrée par les propriétaires canadiens de déchets radioactifs (EACL, OPG, H-Q, Énergie NB) dans le cadre du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs (FDGDR) (K.2.6)
   • suggestion proposée lors de la sixième réunion d’examen

K.2.1 Modernisation du cadre de réglementation en matière de déchets et de déclassement

La CCSN s’engage à maintenir un cadre de réglementation moderne pour la gestion des déchets et le déclassement qui s’aligne sur les normes et les meilleures pratiques nationales et internationales.

En 2016, le personnel de la CCSN a publié le document de travail DIS-16-03, Gestion des déchets radioactifs et déclassement, afin de solliciter des commentaires sur le cadre de réglementation de la CCSN en matière de gestion des déchets et de déclassement. À la suite de cette consultation, le personnel de la CCSN a codifié les exigences réglementaires et les orientations existantes et a élaboré de nouveaux projets de document d’application de la réglementation qui s’appuient sur les publications précédentes, l’expérience en exploitation, ainsi que sur les orientations et les meilleures pratiques nationales et internationales, tout en tenant compte du contexte canadien.

Dans le cadre de l’élaboration de ces projets de document d’application de la réglementation, le personnel de la CCSN a examiné en détail les normes et publications internationales applicables en matière de sûreté. Par ce travail, le personnel s’est assuré que le cadre de réglementation de la CCSN est conforme aux orientations et aux meilleures pratiques internationales, ainsi qu’aux politiques du gouvernement du Canada.

Le personnel de la CCSN est actuellement en train de terminer les cinq documents d’application de la réglementation suivants sur la gestion des déchets et le déclassement :

• REGDOC-1.2.1, Orientation sur la caractérisation du site pour dépôts géologiques en profondeur
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs
• REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour le stockage définitif des déchets radioactifs, version 2
• REGDOC-2.11.2, Déclassement
• REGDOC-3.3.1, Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées

L’objectif de ces projets de REGDOC est de fournir des exigences et des orientations pour s’assurer que les déchets radioactifs sont gérés et stockés définitivement de manière sûre, que le déclassement est planifié et exécuté de manière sûre et qu’un fonds pour le déclassement est établi et maintenu. À ces REGDOC s’ajoutent les normes du Groupe CSA qui, ensemble, définissent les attentes de la CCSN en matière de déchets et d’activités de déclassement.

Une fois approuvés, ces REGDOC remplaceront les documents suivants :

Document d’application de la réglementation	Remplace
REGDOC-1.2.1	R-72, Considérations géologiques pour le choix d’un emplacement de dépôt souterrain de déchets hautement radioactifs (1987)
REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome I	s.o.
REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III	REGDOC-2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs (2018)
REGDOC-2.11.2	G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées (2000)
REGDOC-3.3.1	G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées (2000)

Compte tenu du grand intérêt suscité par les dossiers de la gestion des déchets radioactifs et du déclassement des installations nucléaires, le personnel de la CCSN a mené de vastes consultations lors de l’élaboration de ces projets de REGDOC. Le personnel a entrepris un échange continu avec les parties intéressées, à commencer par la publication en 2016 du document de travail DIS-16-03. De 2018 à 2020, les cinq projets de REGDOC ont fait l’objet d’un processus de consultation publique qui comprenait la tenue d’ateliers avec le secteur nucléaire, les membres intéressés du public et les organisations de la société civile. Après chaque série de consultations, les documents ont été révisés, le cas échéant, pour tenir compte des commentaires formulés. Les versions finales ont été présentées à la Commission lors d’une réunion publique en juin 2020.

Ces projets de REGDOC sont destinés à faire partie du fondement d’autorisation des activités de gestion des déchets et de déclassement pour les permis de la CCSN applicables. Si les REGDOC sont approuvés par la Commission, des plans de mise en œuvre pour chaque document contenant des exigences seront établis par l’entremise de discussions et de consultations entre le personnel de la CCSN et les titulaires de permis, conformément au processus de mise en œuvre des REGDOC de la CCSN. Dans le cadre des plans de mise en œuvre, les titulaires de permis adopteront les exigences exprimées dans les REGDOC comme faisant partie de leur fondement d’autorisation, donnant ainsi à la CCSN l’autorité légale de faire respecter ces exigences. Une décision de la Commission est attendue à l’été 2020.

K.2.2 Mise en œuvre de la LEI

En 2015, le gouvernement du Canada a promis de revoir les processus d’examens environnementaux et réglementaires afin de répondre aux préoccupations concernant les réformes précédentes. Le gouvernement a mis en place, en janvier 2016, des principes provisoires pour les examens des projets, puis il a lancé en juin 2016 un processus complet afin d’examiner les lois existantes et de recueillir les commentaires des Canadiens sur la façon d’améliorer le système environnemental et réglementaire. À la lumière des résultats obtenus, le gouvernement du Canada a introduit de nouvelles règles pour protéger l’environnement, reconnaître et respecter les droits des Autochtones et renforcer l’économie grâce à la nouvelle Loi sur l’évaluation d’impact (LEI), qui est entrée en vigueur le 28 août 2019. Le processus d’évaluation d’impact est dirigé par l’Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC) et sert d’outil de planification qui prend en considération toute la gamme des effets environnementaux, sanitaires, sociaux et économiques des projets. Ce régime s’éloigne des décisions fondées uniquement sur l’importance des effets et privilégie plutôt la question de savoir si les effets négatifs dans les domaines de compétence fédérale ont une incidence sur le public.

En plus de l’examen plus large des effets des projets, la LEI met l’accent sur la planification et la mobilisation précoces des peuples autochtones, du public et des parties intéressées afin de déterminer les effets et avantages potentiels dès le début d’un projet et d’en discuter, ce qui permet l’adoption de lignes directrices adaptées pour l’évaluation des impacts et l’établissement de plans clairs de mobilisation des peuples autochtones et du public. De plus, la LEI favorise une coopération renforcée avec les gouvernements provinciaux, coopération essentielle pour l’approche « un projet, une évaluation ».

Lorsque des projets relèvent d’organismes de réglementation dont la responsabilité couvre l’ensemble du cycle de vie d’un projet, comme la CCSN dans le cas des projets nucléaires, l’AEIC travaille en collaboration avec ces organismes afin de tirer parti de leur expertise et de veiller à ce que la sûreté, les exigences en matière de permis, les obligations internationales et les autres facteurs réglementaires importants soient pris en compte dans le cadre d’une seule et même évaluation intégrée. En octobre 2019, la CCSN a signé un protocole d’entente avec l’AEIC. Ce protocole d’entente confirme l’engagement des participants à travailler en collaboration pour mener des évaluations d’impact intégrées dans le cadre de la LEI. Les participants souhaitent s’assurer que le principe « un projet, une évaluation » est respecté lors de l’examen des projets désignés réglementés par la CCSN et que tout examen soit effectué d’une manière efficace et efficiente, sans retards inutiles ni dédoublement des efforts. La LEI stipule que pour les projets désignés, notamment ceux qui sont désignés dans le Règlement sur les activités concrètes et qui sont également soumis à la réglementation du cycle de vie par la CCSN, l’évaluation doit être menée par une commission d’examen dont les membres doivent comprendre des représentants de l’organisme de réglementation.

Le Cabinet fédéral sera chargé de prendre les décisions relatives aux évaluations d’impact en vertu de la LEI. La CCSN prendra les décisions d’autorisation en vertu de la LSRN. La réglementation ultérieure des projets désignés relèverait de la responsabilité de la CCSN en vertu de la LSRN. Les projets non désignés assujettis à la LSRN seront évalués par la CCSN uniquement.

K.2.3 Déclassement et remise en état des sites d’EACL

K.2.3.1 Restructuration d’EACL

Énergie atomique du Canada limitée (EACL), la société d’État fédérale chargée de favoriser la science et la technologie nucléaires et de gérer les responsabilités fédérales en matière de déchets radioactifs, a été restructurée en 2015 lors de la création des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC). Toutes les responsabilités fédérales relatives au déclassement et à la gestion des déchets ont été transférées à EACL et incluses dans le cadre du mandat qui doit être réalisé aux termes des ententes d’OGEE. Dans cette optique, le Programme des responsabilités nucléaires héritées, dont il a été question dans des rapports antérieurs, a pris fin en 2015. Les travaux de déclassement et de gestion des déchets aux sites d’EACL sont maintenant réalisés par les LNC dans le contexte du modèle d’OGEE. Pour de plus amples renseignements, se reporter à la section E.2.7.3.

Avec la mise en œuvre du modèle d’OGEE sur les sites d’EACL, les LNC ont continué d’accélérer les activités de déclassement et de remise en état. Des progrès importants ont été réalisés sur tous les sites depuis la sixième réunion d’examen, notamment :

• le déclassement et la démolition de 77 structures dans les zones surveillées et contrôlées des Laboratoires de Chalk River (LCR), ce qui porte le total des structures redondantes retirées à 92, sur plus de 120 structures dont le retrait est prévu entre 2015 et 2026
• les progrès réalisés en vue de placer le réacteur NRU dans un état de stockage sous surveillance (après la fin de l’exploitation en mars 2018)
• le renouvellement du permis de déclassement du site des Laboratoires de Whiteshell pour une période de cinq ans (à partir de décembre 2019)
• le déclassement de 20 autres structures redondantes sur le site des Laboratoires de Whiteshell et l’achèvement du déclassement global des Laboratoires de Whiteshell en bonne voie pour 2027
• les processus réglementaires d’évaluation environnementale et d’autorisation lancés en 2017 pour :
  • l’installation de gestion des déchets près de la surface (IGDPS) pour le stockage définitif d’un maximum de un million de mètres cubes de DRFA aux LCR. Sous réserve d’une approbation réglementaire, l’installation de stockage définitif proposée sera construite et sa date d’entrée en service prévue est 2024
  • le déclassement in situ du réacteur NPD à Rolphton, près des LCR. Sous réserve d’une approbation réglementaire, le site devrait être déclassé d’ici 2024
  • le déclassement in situ du réacteur WR-1 aux Laboratoires de Whiteshell
  • à la suite d’une vaste consultation publique sur les ébauches des énoncés des incidences environnementales (EIE), de nombreux commentaires et questions ont été reçus d’organismes gouvernementaux, de communautés autochtones, d’organisations de la société civile et de membres du public. Après avoir tenu compte de tous les commentaires, les LNC ont soumis des ébauches révisées des EIE aux fins d’examen réglementaire (l’IGDPS en décembre 2019, et les réacteurs NPD et WR-1 en mars 2020). Une fois les examens réglementaires terminés avec succès, chacun de ces projets fera l’objet d’un examen lors d’une audience publique de la Commission
• la préparation d’une capacité supplémentaire d’entreposage provisoire des DRFA aux LCR, en attendant l’entrée en service de l’IGDPS
• l’évaluation des besoins actuels en matière d’entreposage des déchets radioactifs de moyenne activité (DRMA), y compris les besoins en capacité à court et à moyen terme, étant dooné que la capacité actuelle est limitée et que le plan consiste à regrouper l’entreposage de tous les DRMA d’EACL et des LNC aux LCR jusqu’à ce qu’une option de stockage définitif des DRMA soit disponible
• l’augmentation de la capacité des LCR à entreposer des conteneurs de stockage à sec pour le combustible usé afin de permettre la consolidation de l’entreposage du combustible usé aux LCR en attendant la disponibilité de l’installation de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) suivant le processus de gestion adaptative progressive (GAP)
• l’achèvement du programme de rapatriement des barres de combustible d’uranium hautement enrichi (UHE) au Département de l’Énergie des États-Unis
• l’achèvement de la mise en service de l’installation d’emballage et de stockage du combustible, ainsi que le transfert connexe et le séchage de 96 colis de combustible usé vulnérables
• des progrès importants des activités d’assainissement de l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH), notamment :
  • la construction achevée des installations du monticule de confinement artificiel (MCA) à Port Hope et à Port Granby
  • le lancement des activités de nettoyage dans la municipalité de Port Hope; les travaux sont en bonne voie pour fermer et recouvrir le MCA de Port Hope d’ici 2026
  • les travaux d’assainissement presque terminés à Port Granby; les travaux sont en bonne voie pour fermer et recouvrir le MCA de Port Granby d’ici 2021
• l’identification des moyens d’évacuation des déchets issus du nettoyage de sites contaminés le long de l’Itinéraire de transport dans le Nord, ce qui permettra d’achever en grande partie les activités de remise en état d’ici 2026
• la poursuite des progrès dans la récupération et le traitement des déchets liquides entreposés dans plusieurs bâtiments du site des LCR (soit environ 3 m³ de déchets liquides retirés et immobilisés)

Pour plus d’information sur l’accélération des trois projets faisant l’objet d’une évaluation environnementale (IGDPS, déclassement in situ du réacteur NPD et déclassement in situ du réacteur WR-1), se reporter à la section K.2.3.3. Pour de plus amples renseignements sur l’avancement du déclassement et de l’assainissement de l’environnement aux LCR, voir l’annexe 8.1. Pour plus d’information sur l’avancement du déclassement aux Laboratoires de Whiteshell, consulter l’annexe 8.8. Enfin, pour en savoir plus sur l’IRPH, se reporter à la section K.3.4.2, ainsi qu’aux annexes 7.2.1 et 7.2.2.

K.2.3.2 Gestion des déchets et progrès stratégiques pour les phases suivantes

En 2016, un processus d’évaluation environnementale a été entrepris en vue d’un projet d’IGDPS aux LCR. Cette installation au niveau du sol serait construite pour stocker de manière permanente et sûre les DRFA d’EACL.

Pendant de nombreuses années, EACL (et maintenant les LNC) a entreposé de manière sûre les déchets provenant de ses activités d’exploitation ainsi que des hôpitaux et universités du Canada dans des installations temporaires aux LCR. Ces installations temporaires ont une durée de vie nominale de 25 à 50 ans. Le projet d’IGDPS se veut une solution de stockage sûre et permanente pour ces déchets.

Sous réserve de l’autorisation de la CCSN, l’IGDPS permettra le stockage définitif et sûr de ce qui suit :

• les déchets qui ont été générés durant les 65 ans d’activités de science et technologie nucléaires d’EACL/des LNC et qui se trouvent actuellement dans des installations d’entreposage temporaire aux LCR
• les déchets d’exploitation futurs des LCR au fur et à mesure qu’ils seront générés (c.-à-d., qui proviennent des activités en cours en science et technologie nucléaires)
• les matières reçues dans le cadre d’accords commerciaux, notamment des hôpitaux, des universités, des organismes de recherche et des clients de l’industrie, qui se trouvent actuellement tous dans des installations d’entreposage temporaire aux LCR
• les déchets provenant des activités de déclassement futures entreprises par les LNC en vue d’assumer d’autres responsabilités relevant d’EACL (p. ex., fermeture des sites des Laboratoires de Whiteshell et des réacteurs prototypes)

Tous les déchets mis en place dans l’IGDPS proposée doivent respecter les critères d’acceptation des déchets définis pour l’installation. Ces critères déterminent les limites relatives aux caractéristiques physiques (taille et emballage), radiologiques et chimiques des déchets qui pourraient être placés dans l’IGDPS afin d’en assurer la conformité aux exigences en matière d’exploitation et de sûreté à long terme. Seuls les déchets qui sont jugés appropriés pour cette méthode de stockage définitif et qui respectent les critères d’acceptation seront reçus à l’IGDPS aux fins de stockage.

La CCSN évaluera l’IGDPS proposée pour s’assurer que, si elle est approuvée, elle répond aux exigences réglementaires pendant toutes les phases de son cycle de vie, à savoir la construction, l’exploitation, le déclassement et la période post-fermeture.

Figure K.1 : Représentation artistique de l’IGDPS fermée et recouverte

Figure K.2 : Représentation artistique du système de revêtement de l’IGDPS montrant le système de recouvrement multicouches (gauche) et le système de revêtement au fond (droite)

L’état actuel de ce projet dans le processus d’approbation réglementaire est présenté à la section K.2.3.3.

K.2.3.3 Mise à jour sur le processus d’autorisation des projets accélérés de déclassement et de remise en état des LNC (NPD, WR-1 et IGDPS)

Afin de favoriser l’accélération des activités de déclassement et de gestion des déchets, les LNC planifient actuellement la construction d’une IGDPS proposée sur le site des LCR (voir la section K.2.3.2). Des évaluations environnementales sont également en cours pour le déclassement in situ proposé de deux anciens réacteurs, à savoir le réacteur NPD situé dans le comté de Renfrew (en Ontario) et le réacteur WR-1 situé sur le site des Laboratoires de Whiteshell (au Manitoba).

Chaque projet suit le processus d’approbation réglementaire et les dates cibles ont été mises à jour comme suit depuis la sixième réunion d’examen :

• Projet dl’IGDPS
  • Une ébauche de l’EIE a été soumise à la CCSN en mars 2017.
  • La période de consultation officielle du public et des communautés autochtones sur l’ébauche de l’EIE s’est tenue de mai à août 2017.
  • Les commentaires sur l’ébauche de l’EIE ont été pris en compte par les LNC entre septembre 2017 et août 2019.
  • Une ébauche révisée de l’EIE a été soumise à la CCSN pour examen fédéral en décembre 2019.
  • La présentation à la CCSN d’un EIE final et les réponses aux commentaires du public et des communautés autochtones sont prévus pour l’automne 2020.
  • Une audience de la Commission est prévue pour 2021.
  • Les décisions de la part de la Commission sur l’évaluation environnementale et sur la demande de permis sont prévues pour 2021.
• Projet de fermeture du réacteur NPD
  • Une ébauche de l’EIE a été soumise à la CCSN en novembre 2017.
  • La période de consultation officielle du public et des communautés autochtones sur l’ébauche de l’EIE s’est tenue de novembre 2017 à février 2018.
  • Les LNC s’affairent à répondre aux commentaires reçus sur l’ébauche de l’EIE depuis mars 2018.
  • La présentation d’une ébauche révisée de l’EIE à la CCSN aux fins d’examen fédéral est prévue pour l’automne 2020.
  • La présentation à la CCSN de l’EIE final et les réponses aux commentaires du public et des communautés autochtones sont prévues pour 2021.
  • Une audience de la Commission est prévue pour 2022.
  • Les décisions de la part de la Commission sur l’évaluation environnementale et la demande de permis sont prévues pour 2022.
• Déclassement in situ du réacteur WR-1
  • Une ébauche de l’EIE a été soumise à la CCSN en septembre 2017.
  • La période de consultation officielle du public et des communautés autochtones sur l’ébauche de l’EIE s’est tenue de septembre 2017 à novembre 2017.
  • Les LNC s’affairent depuis janvier 2018 à répondre aux commentaires reçus sur l’ébauche de l’EIE.
  • La présentation d’une ébauche révisée de l’EIE à la CCSN aux fins d’examen fédéral est prévue pour l’automne 2020.
  • La présentation à la CCSN de l’EIE final et les réponses aux commentaires du public et des communautés autochtones sont prévues pour 2021.
  • Une audience de la Commission est prévue pour 2022.
  • Les décisions de la part de la Commission sur l’évaluation environnementale et la demande de permis sont prévues pour 2022.

K.2.4 Gestion à long terme du combustible usé

Depuis que le gouvernement du Canada a approuvé le mandat accordé en 2007 à la SGDN pour la mise en œuvre de la méthode de la gestion adaptive progressive (GAP) à l’égard de la gestion à long terme du combustible, l’élan a été maintenu. Lorsque le processus de sélection du site a commencé en 2010, 22 communautés ont exprimé leur intérêt et ont demandé plus de renseignements au sujet du projet.

En mars 2020, deux communautés candidates avaient été retenues : une dans la municipalité de South Bruce et une autre près d’Ignace, toutes deux en Ontario. Les études et la consultation des communautés se poursuivent dans ces deux régions. Des accords d’apprentissage favorisent également la participation des Premières Nations et des Métis.

La sélection d’un site acceptable dans une collectivité disposée à accueillir le dépôt de combustible usé demeure difficile.

K.2.4.1 Évaluation des options pour la gestion à long terme du combustible usé

Le combustible nucléaire usé est entreposé provisoirement sur les sites où il a été produit, ou à proximité de ceux-ci, dans des installations autorisées par la CCSN. Cette méthode d’entreposage est sûre, mais elle n’est pas permanente.

L’historique du programme canadien de gestion à long terme du combustible usé est décrit à la section G.7.

La SGDN a été créée en 2002 à la suite de l’adoption de la Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN). Conformément à la LDCN, de 2002 à 2005 la SGDN a étudié diverses approches pour la gestion à long terme du combustible usé au Canada.

Elle a d’abord analysé les options de gestion retenues ailleurs dans le monde. À la suite de cet examen, la SGDN a sélectionné les trois méthodes spécifiées dans la LDCN comme base de son évaluation initiale : l’évacuation en couches géologiques profondes dans le Bouclier canadien, l’entreposage à l’emplacement des réacteurs nucléaires et enfin l’entreposage en surface ou souterrain. En fonction des résultats de l’analyse effectuée et à la suite d’une consultation publique, la SGDN a proposé une quatrième option, la gestion adaptative progressive (GAP).

La SGDN a élaboré l’approche de la GAP avec la participation de spécialistes techniques, du public et des peuples autochtones. Elle a mobilisé les Canadiens dans un vaste dialogue sur les valeurs, les principes et les objectifs qu’ils estiment nécessaires à l’égard d’une approche de gestion des déchets de combustible usé afin qu’elle soit socialement acceptable, respectueuse de l’environnement, solide sur le plan technique et économiquement réalisable. La SGDN a tenu 120 consultations publiques et de nombreux ateliers sur les valeurs, d’une durée d’une journée et regroupant des échantillons représentatifs de la population de chaque province et territoire. Près de 18 000 citoyens ont contribué à l’étude et plus de 60 000 personnes ont témoigné de leur intérêt en visitant le site Web de la SGDN. Le rapport d’étude final, Choisir une voie pour l’avenir, énonce la recommandation détaillée de la SGDN ainsi que ses conclusions et résultats de recherche. Il est disponible sur le site Web de la SGDN à : nwmo.ca.

K.2.4.2 Plan du Canada pour la gestion à long terme de son combustible usé

L’approche de la GAP est le fruit d’un dialogue de trois ans avec les spécialistes et le public. Elle est basée sur les valeurs et les objectifs que les Canadiens jugent importants. Les résultats de ces conversations ont été présentés dans le document intitulé Choisir une voie pour l’avenir – L’avenir de la gestion du combustible nucléaire irradié au Canada (Rapport d’étude final), publié en novembre 2005.

En juin 2007, le gouvernement du Canada a choisi la GAP comme plan canadien pour la gestion à long terme du combustible usé.

La GAP est à la fois une méthode technique (ce que la SGDN prévoit de construire) et un système de gestion (comment la SGDN travaillera avec les gens pour y parvenir). La méthode technique consiste à construire un dépôt géologique en profondeur (DGP) dans une formation rocheuse appropriée pour contenir et isoler en toute sécurité le combustible nucléaire usé. Le système de gestion implique une prise de décisions progressive et adaptative, s’appuyant sur la mobilisation du public et l’apprentissage continu.

Au cours des trois dernières années, la SGDN a continué d’adopter une approche adaptative dans tous ses travaux, y compris la conception technique du dépôt, les essais sur le terrain, l’intégration des connaissances autochtones et les activités de mobilisation aux fins de partenariat et de bien-être de la communauté, pour ne citer que quelques exemples.

La SGDN est guidée par un cadre éthique et social qui a été élaboré avec la participation d’éthiciens de premier plan au Canada pendant la phase d’étude de ses travaux. Ce cadre a été publié pour la première fois en 2004 et il continue d’être utilisé et s’appuie sur les avancées du projet.

Les principes éthiques suivants ont été intégrés au cadre :

• le respect de la vie sous toutes ses formes, y compris la réduction, autant que possible, des préjudices pour les humains et les autres créatures sensibles
• le respect des générations futures d’êtres humains, des autres espèces et de la biosphère dans son ensemble
• le respect des peuples et des cultures
• la justice entre les groupes, les régions et les générations
• l’équité envers toutes les personnes concernées, en particulier envers les minorités et les groupes marginalisés
• la sensibilité aux différences de valeurs et d’interprétation que les individus et les groupes apportent au dialogue

En 2018, le cadre a été mis à jour à la suite de discussions avec les communautés participant au processus de sélection du site et d’autres personnes qui ont exprimé un intérêt. Les mises à jour assurent l’alignement sur la phase actuelle des travaux de la SGDN et l’avancement du processus de sélection du site. Pour de plus amples renseignements, veuillez consulter le site sgdn.ca/fr/a-propos-de-nous/qui-sommes-nous/notre-engagement/Cadre-ethique-et-social.

Le DGP emploie un système à barrières multiples conçu pour confiner et isoler en toute sécurité le combustible usé à long terme. Il sera construit à une profondeur d’environ 500 m selon la géologie du lieu et comportera un réseau de salles dans lesquelles sera disposé le combustible usé.

À la surface, des installations seront construites et le combustible usé y sera reçu, inspecté et reconditionné dans des conteneurs spécialement fabriqués à cet effet, avant d’être transféré dans le puits principal pour être placé sous terre. Il y aura également des installations pour l’administration, le contrôle de la qualité, la sécurité, le traitement des matériaux de scellement et le fonctionnement continu du site.

Le dépôt comprendra une zone de services centralisée, qui assurera une ventilation souterraine par trois puits situés dans une seule zone sécurisée. Les aménagements comprendront également des tunnels latéraux à accès multiples qui permettront aux spécialistes techniques de positionner les salles de mise en place dans les zones où la roche est la plus appropriée.

À titre préparatoire, la SGDN a commencé à travailler sur des concepts d’aménagement propres au site du dépôt souterrain pour les zones potentiellement choisies en Ontario, en se basant sur les données fournies par les évaluations géoscientifiques et les premiers forages. Il s’agira d’un processus itératif. À mesure que la SGDN acquerra des renseignements supplémentaires propres au site, la conception du dépôt continuera d’évoluer.

K.2.4.3 Comprendre et respecter le point de vue des Autochtones

Depuis sa création en 2002, la SGDN s’efforce de comprendre, d’honorer et d’intégrer les visions du monde autochtone dans tous les aspects de son travail.

La SGDN continue d’intégrer à son organisation son engagement à comprendre et à inclure les perspectives des peuples autochtones. La SGDN compte des représentants autochtones au sein de son équipe de direction, de son conseil d’administration et de son conseil consultatif afin de garantir la présence d’une voix autochtone forte au sein de l’organisation. L’équipe chargée des relations avec les Autochtones a élaboré des politiques significatives pour guider le travail, notamment un parcours de réconciliation.

L’équipe de mobilisation des Autochtones établit des relations respectueuses avec les communautés des Premières Nations et des Métis. La SGDN est à l’écoute des communautés des Premières Nations et des Métis avec lesquelles elle travaille. Elle reçoit en permanence des conseils et des avis du Conseil des aînés et des jeunes, un organisme consultatif indépendant composé d’aînés et de jeunes des Premières Nations et des Métis.

De 2017 à 2019, la SGDN a continué d’intégrer les pratiques établies précédemment dans ses activités quotidiennes. Il s’agit notamment de marquer les occasions et les étapes importantes par des cérémonies autochtones, d’adhérer à une politique des connaissances autochtones et de respecter l’engagement d’intégrer les connaissances autochtones dans tous les aspects du travail.

En 2015, la Commission de vérité et de réconciliation du Canada a publié ses appels à l’action. La recommandation n^o 92 demande au secteur des entreprises du Canada d’adopter des relations respectueuses avec les peuples autochtones et de faire connaître à la direction et au personnel leur histoire, y compris l’histoire et l’héritage des pensionnats.

En 2018, la SGDN a franchi une étape importante dans son cheminement vers la réconciliation en reconnaissant les torts historiques du passé du Canada et la nécessité de créer un avenir meilleur tout en relevant les défis d’aujourd’hui. La SGDN a publié une déclaration de réconciliation qui a été finalisée par une cérémonie autochtone du calumet à laquelle ont assisté des membres du Conseil des aînés et des jeunes, du conseil d’administration et de l’équipe de direction. La déclaration reconnaît la participation, la collaboration et les discussions continues de la SGDN avec les communautés autochtones.

La SGDN a franchi l’étape suivante et a officialisé une politique de réconciliation en 2019, qui définit la manière dont l’organisation contribuera à la réconciliation dans tous ses travaux. Comme le définit le rapport final de la Commission de vérité et de réconciliation du Canada, la réconciliation est un processus continu d’établissement et de maintien de relations respectueuses.

Dans le cadre de cette approche, la SGDN s’engage à intégrer le savoir autochtone dans ses travaux. En 2018 et 2019, des ateliers ont été organisés pour réunir les gardiens du savoir autochtone et les scientifiques afin de combler le fossé qui existe chez les scientifiques au sujet du savoir autochtone et d’explorer des moyens de travailler ensemble. Les participants se sont concentrés sur les éléments du système à barrières multiples – cuivre, argile et roche. Ils ont discuté de la manière dont les connaissances autochtones, qui comprennent les conseils et les orientations reçus lors de cérémonies, peuvent être combinées à la collecte de données numériques et à l’analyse en laboratoire afin de comprendre un territoire dans ses multiples dimensions.

En 2017 et 2018, l’équipe des relations avec les Autochtones a entrepris des activités de consultation concernant les plans de forage des premier, deuxième et troisième trous de sonde dans la région d’Ignace et de la Nation Ojibway de Wabigoon Lake. Après des consultations fructueuses avec cinq Premières Nations et une communauté métisse, la SGDN a reçu l’autorisation de forer du ministère des Richesses naturelles et des Forêts de l’Ontario. La SGDN a collaboré avec une communauté autochtone voisine qui a fourni des guides afin d’aider au travail sur le terrain et de mener des études de vérification culturelle des sites proposés et des voies d’accès. Le forage a commencé avec le premier trou de sonde en 2017 et deux autres ont suivi en 2019.

Figure K.3 : Le début de l’Assemblée générale annuelle de la Nation métisse de l’Ontario a été marqué par une traversée en canoës de voyageurs transportant des dirigeants, des dignitaires et le vice-président de la SGDN chargé de la sélection du site

K.2.4.4 Engagement social

Le dialogue avec les communautés et un éventail de personnes et d’organisations intéressées est au cœur des travaux visant à faire progresser le plan du Canada. À mesure que le processus de sélection du site avance, la SGDN élargit et approfondit ses activités de mobilisation des municipalités, des communautés des Premières Nations et des Métis, ainsi que des collectivités environnantes dans chaque région. La SGDN a également entretenu des relations avec les organisations autochtones nationales et provinciales, ainsi qu’avec les associations municipales.

En 2017, la SGDN a œuvré auprès de neuf collectivités et zones environnantes dans le processus de sélection du site. Après avoir réduit le nombre de sites possibles à la fin de 2017, les activités de mobilisation se sont poursuivies dans cinq régions où le site pourrait être établi, à savoir Hornepayne et les environs, Huron-Kinloss, Ignace et les environs, Manitouwadge et les environs et South Bruce. Au cours de la période de référence, la SGDN a soutenu plus de 800 activités de participation. La liste complète de ces activités est publiée dans un document séparé et est affichée sur le site à l’adresse sgdn.ca/Rapports.

La SGDN a tenu des conversations en personne et a organisé des présentations et des discussions avec divers groupes. Elle a participé à des réunions et à des séances d’information, des conférences, des visites d’installations d’entreposage provisoire et de l’installation d’essai de la SGDN, des réunions mensuelles des comités de liaison communautaire (CLC), des journées portes ouvertes, des symposiums, des visites dans les bureaux des collectivités locales, ainsi que des festivals et événements communautaires. Un programme de conférences municipales et des réunions du Forum municipal de la SGDN ont eu lieu. La SGDN a également continué d’être à l’écoute des citoyens via son site Web, par courriels et sur les médias sociaux.

La sûreté et l’apprentissage sont les questions qui continuent d’intéresser le plus les collectivités et les groupes nouveaux au projet. Chaque année, les CLC choisissent une variété de sujets touchant la sûreté et organisent des présentations par les spécialistes techniques de la SGDN, suivies de séances de discussion. La SGDN a tenu des conversations approfondies avec les collectivités lors du processus de sélection du site afin d’explorer d’autres aspects de la sûreté et pour discuter des forages préliminaires et de l’établissement de partenariats.

À l’automne 2019, la SGDN a entrepris des sondages dans les cinq municipalités encore intéressées par le processus de sélection du site afin de mieux comprendre dans quelle mesure le public est sensibilisé à cette question et de continuer à améliorer les moyens de communication. Les résultats des sondages permettront de mieux comprendre la sensibilisation des collectivités à l’échelle canadienne et également la façon dont elles souhaiteraient recevoir des informations à l’avenir.

De 2017 à 2019, la SGDN a participé à plus de 100 événements communautaires, pow-wows, journées portes ouvertes, réunions d’apprentissage et de partage, ateliers de sensibilisation culturelle, assemblées, conférences et occasions spéciales dans la région. La SGDN a également facilité la visite de conteneurs de stockage à sec dans les installations d’entreposage provisoire par les membres des collectivités, ainsi que des visites à l’installation d’essai à Oakville. De nombreuses collectivités ont eu recours aux programmes de parrainage et de dons de la SGDN pour diverses activités, notamment des programmes de robotique, des camps de Rangers, des vérifications culturelles, des rassemblements de jeunes, des camps de bien-être, des cours de langue, des tournois de hockey et des camps scientifiques.

K.2.4.5 Évaluation du site

En 2010, la SGDN a lancé un processus de sélection d’un site afin de trouver une municipalité hôte informée et disposée à accueillir un DGP pour recevoir le combustible nucléaire usé du Canada. Au début, 22 collectivités ont exprimé leur intérêt d’en savoir plus sur le projet et ont participé au processus de sélection du site.

Au fil du temps, une série d’évaluations scientifiques, techniques et sociales progressivement plus détaillées a permis de réduire le nombre de sites potentiels.

En 2017, la SGDN a réduit le nombre de sites potentiels à deux reprises, passant de neuf à sept, puis à cinq. En 2019, le processus a progressé et en novembre la SGDN avait réduit le nombre de sites potentiels à deux.

En date de mars 2020, les municipalités d’Ignace dans le nord-ouest de l’Ontario et de South Bruce dans le sud de l’Ontario sont toujours considérées comme des zones d’accueil potentielles pour le projet. Tout au long de ce processus, la SGDN a poursuivi ses travaux afin d’inclure les communautés des Premières Nations et des Métis et les municipalités voisines.

Les prochaines étapes consistent à travailler avec les municipalités et les communautés autochtones afin de mener des évaluations techniques progressivement plus détaillées du site, ainsi que des études sociales. Ces travaux permettront d’évaluer davantage les aspects de la sûreté, de poursuivre des discussions fructueuses en vue de l’établissement de partenariats et d’étudier comment le projet peut être mis en œuvre de manière à améliorer le bien-être des municipalités et des communautés autochtones à chacun de ces deux endroits. La SGDN reste en bonne voie pour retenir un seul site d’ici 2023.

Les activités de mobilisation sont de plus en plus axées sur le partenariat, l’ouverture et la manière dont le projet pourrait contribuer au bien-être des collectivités afin de soutenir la mise en œuvre du plan canadien de gestion sûre et à long terme du combustible usé.

À la fin de 2017 et au début de 2018, la SGDN a partagé une feuille de route pour l’établissement de partenariats afin d’orienter ces discussions avec les collectivités impliquées dans le processus de sélection d’un site et pour commencer à créer un cadre pour la mise en œuvre du projet, si un site préféré était trouvé dans la région retenue.

En 2018, chaque collectivité a établi un ensemble de valeurs et de principes pour guider les discussions futures avec la SGDN afin d’explorer d’éventuels partenariats et d’examiner le projet plus en détail.

La question de la sûreté est apparue comme un thème prépondérant pour les municipalités. Parmi les autres valeurs communes, mentionnons le travail en collaboration, la transparence et le respect des engagements. Les collectivités ont également souligné l’importance de travailler au niveau régional avec les autres municipalités et les communautés autochtones.

En 2019, les collectivités et la SGDN ont commencé à travailler ensemble afin d’élaborer une vision commune du projet pour chaque région. Cette vision commune reflète la manière dont le projet pourrait être intégré de façon optimale dans la collectivité et la région, ainsi que le potentiel du projet pour contribuer à un avenir meilleur pour les habitants de ces régions.

Une partie essentielle du processus de sélection du site consiste à trouver et à étudier un site susceptible d’accueillir en toute sûreté le dépôt en profondeur et les installations en surface. Cela comporte diverses activités dont le forage de puits, la surveillance de l’environnement et d’autres études sur le site, y compris l’étude de la culture autochtone locale.

En 2017 et 2018, la SGDN a intégré les résultats des évaluations préliminaires des sites dans les zones éventuelles d’Ignace-Wabigoon, de Hornepayne et de Manitouwadge et a analysé les données pour justifier le choix d’un site de dépôt potentiel dans chacune de ces régions. La SGDN a choisi les sites préférés à la suite d’un large éventail d’études techniques et de multiples activités de mobilisation auprès des habitants de ces régions, y compris les communautés des Premières Nations et des Métis.

Au cours de la période de référence, la SGDN a foré trois premiers trous de sonde à une profondeur d’environ un kilomètre pour étudier les conditions géologiques d’un éventuel site de dépôt en profondeur dans la région d’Ignace-Wabigoon. Les études de forage comprenaient une série d’essais en fond de trou sur le terrain et l’analyse d’échantillons de carottes en laboratoire. Des voies d’accès temporaires et des chantiers ont été construits pour soutenir les activités de forage et d’essai. Aucun forage n’a été réalisé à Hornepayne ni à Manitouwadge avant que ces zones soient exclues du processus de sélection.

Dans la région d’Ignace-Wabigoon, le site éventuel du dépôt se trouve sur des terres publiques et la SGDN a travaillé avec les organismes gouvernementaux concernés pour garantir l’accès aux terrains pour les études. Dans la région de South Bruce, les sites éventuels du dépôt seraient situés sur des terres privées. Par conséquent, le processus d’accès à un éventuel site dans cette région est différent.

Figure K.4 : Carottes provenant des forages réalisés près d’Ignace

Figure K.5 : Aperçu du troisième site de forage dans la région d’Ignace-Wabigoon

Dans le cadre du processus d’accès aux terres entrepris en 2019, la SGDN a demandé aux propriétaires fonciers de South Bruce d’envisager la signature d’accords d’option avec la SGDN qui lui permettrait de mener des études sur le site et, si le site est sélectionné par la suite, d’acheter les terrains. Au total, la SGDN cherche à regrouper environ 1 500 acres qui permettraient d’établir une superficie suffisamment grande pour y établir les installations souterraines et en surface. En vue des prochaines étapes, la SGDN a élaboré des plans et établi des contrats de soutien nécessaires pour le forage des premiers trous dans la région. Bien que la SGDN continue de travailler avec la Nation Ojibway de Saugeen, d’autres communautés autochtones et des municipalités dans cette région, le processus d’accès aux terres ne signifie pas qu’elles ont donné leur accord pour la construction d’un dépôt dans cette région. Le projet n’ira de l’avant que si les municipalités intéressées, les communautés des Premières Nations et des Métis et les collectivités environnantes travaillent ensemble à sa mise en œuvre.

K.2.4.6 Ingénierie, sûreté et recherche technique

De 2017 à 2019, le programme d’ingénierie de la SGDN s’est concentré sur des travaux d’essai pour démontrer la performance du concept de système de barrières artificielles (SBA) de la SGDN. Cela comprend la fabrication des divers composants du SBA, notamment les conteneurs de combustible usé (CCU) recouverts de cuivre, la boîte tampon en bentonite hautement compactée et le remplissage de l’interstice par de la bentonite granulaire.

La SGDN effectuera un essai grandeur réelle en utilisant une maquette de la salle de mise en place dans son installation d’essai à Oakville (Ontario), en 2021 et 2022. Cela permettra de tester la capacité à fabriquer des SBA et à démontrer que leur mise en place répond aux exigences de conception. Au cours des trois dernières années, la SGDN s’est préparée à ces activités en se procurant les matières premières et en concevant, fabriquant, installant et mettant en service l’équipement nécessaire à la fabrication en série de CCU et de boîtes tampons, ainsi que la disposition des composants dans la salle de mise en place.

Figure K.6 : Concept du dépôt géologique en profondeur

Figure K.7 : Prototype de conteneur de combustible usé dans la moitié d’une boîte tampon en bentonite hautement compactée

La SGDN met également au point des techniques d’examen non destructif et des équipements sur mesure pour inspecter les CCU après les différentes étapes de fabrication, dont le soudage, l’enduit de cuivre et l’usinage. Ces inspections permettront de s’assurer que les CCU répondent aux spécifications requises.

La sûreté du dépôt est d’une importance primordiale. Le site, la conception robuste de l’installation et la manière dont elle sera construite, exploitée et surveillée sont autant d’éléments qui en assureront la sûreté. La SGDN élabore des évaluations détaillées de la sûreté, souvent appelées études de cas, pour démontrer que les exigences réglementaires en matière de sûreté seront respectées. Les études de cas portent autant sur la sûreté à court terme (pendant l’exploitation de l’installation) qu’à long terme (post-fermeture, après que le dépôt aura été rempli, scellé et fermé).

À court terme, les évaluations de la sûreté portent sur l’impact potentiel sur les personnes et l’environnement de l’exploitation des installations dans des conditions normales et anormales et pour différents scénarios d’accidents crédibles. En 2018, une analyse préliminaire des accidents a été réalisée pour un site générique. Une étude a été entreprise en 2019 pour examiner les impacts prévus des changements climatiques sur les précipitations et mettre à jour les estimations du risque d’inondations dans les régions où le dépôt pourrait éventuellement être construit. Les résultats contribueront à améliorer le dimensionnement.

Les évaluations de la sûreté post-fermeture sont des simulations qui permettent de calculer le rendement du dépôt pendant un million d’années ou plus. Une évaluation de la sûreté post-fermeture sera soumise à l’appui d’une demande de permis une fois qu’un site aura été sélectionné. De 2017 à 2019, la SGDN a publié des études de cas post-fermeture actualisées pour un dépôt hypothétique dans une roche cristalline et pour un dépôt hypothétique dans une roche sédimentaire, ces études se trouvant à l’adresse nwmo.ca/fr/Reports. Ces études de cas actualisées intègrent la conception des SBA et l’aménagement des salles de mise en place.

En 2019, la SGDN a commencé à élaborer le prochain modèle d’évaluation de la sûreté pour soutenir les évaluations de la sûreté propres aux différents sites. Ce modèle s’appuiera sur les progrès actuels en calcul haute performance et en modèles informatisés pour fournir une représentation plus complète du système de dépôt.

En 2019, la SGDN a également commencé une évaluation préliminaire de la sûreté propre au site d’Ignace-Wabigoon, en vue de la construction éventuelle du dépôt dans cette région. Cette évaluation itérative s’appuiera sur les méthodes mises au point dans les dernières études de cas et intégrera les informations provenant des études en cours sur le site. La SGDN étendra ces travaux à la deuxième zone potentielle envisagée dans le sud de l’Ontario et mettra à jour l’étude de cas pour chaque zone à mesure que les données de terrain seront disponibles.

La SGDN continue d’améliorer sa compréhension des nombreux éléments de l’approche de la GAP grâce à un programme de recherche et développement (R-D). En2018, des travaux de recherches techniques ont été réorganisés afin d’établir un comité interne d’examen des recherches techniques, qui servira de forum d’échange d’information au sein de la SGDN.

En 2018 et 2019, les exigences en matière de R-D ont été évaluées pour toutes les phases du projet, de l’état actuel à la caractérisation détaillée, la construction, l’exploitation, le déclassement et la fermeture de l’installation. L’objectif était de mieux comprendre comment les activités de R-D actuelles contribuent aux connaissances techniques sur le rendement et la sûreté d’un éventuel dépôt et d’établir les activités de R-D futures. Ces travaux ont abouti à un rapport sur un programme intégré de R-D, axé sur les recherches techniques dans les domaines du dossier de sûreté, des barrières techniques et des géosciences.

De 2017 à 2019, la SGDN a soutenu des travaux de recherche dans plus de 15 universités, en majeure partie canadiennes. Les partenariats de recherche avec les universités jouent un rôle important pour garantir la rigueur scientifique des travaux techniques de la SGDN. Celle-ci, en collaboration avec le Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie du Canada, a également établi des chaires de recherche industrielle et des subventions de R-D collaborative dans diverses universités.

De 2017 à 2019, les scientifiques de la SGDN ont continué de publier des rapports techniques, des articles dans des revues avec comité de lecture et des résumés pour des présentations lors de conférences au Canada et à l’étranger sur la gestion des déchets radioactifs.

Figure K.8 : Jeff Binns, Ph. D., un scientifique spécialiste de la corrosion à la SGDN, examine un robot utilisé en recherche sous-marine pour étudier les effets de la pression des eaux profondes sur les matériaux barrière, étude menée en partenariat avec Ocean Networks Canada (Université de Victoria)

K.2.4.7 Collaboration internationale pour un avenir sûr

Les partenaires de la SGDN s’associent à des organisations du monde entier qui sont responsables de la gestion sûre du combustible usé afin de tirer parti de leurs expériences et connaissances et de partager les recherches menées au Canada et les leçons apprises.

Au cours de la période de référence, la SGDN a encouragé la coopération internationale pour le développement et la démonstration d’innovations technologiques, elle s’est tenue au courant de l’évolution des concepts en matière de dépôts et des dossiers de sûreté pour diverses formations rocheuses hôtes et elle a discuté des aspects de l’acceptation sociale.

De 2017 à 2019, la SGDN a également continué de participer à des expériences en sous-sol et à des essais de démonstration au projet du Mont Terri et au site d’essai de Grimsel en Suisse, ainsi qu’à l’installation ONKALO de Posiva, en Finlande.

K.2.4.8 Transport

Le combustible usé du Canada est actuellement entreposé de manière sûre et provisoire dans les installations autorisées sur les sites des réacteurs. Ces sites sont situés en Ontario, au Québec et au Nouveau-Brunswick, ainsi que dans les installations de recherche nucléaire d’EACL en Ontario et au Manitoba.

Le combustible usé sera éventuellement transporté vers le site choisi pour le dépôt en profondeur. La SGDN est chargée de veiller à ce que les activités de transport soient menées de manière sûre et sécuritaire. La SGDN étudie les modes de transport potentiels que sont la route et le rail.

Le combustible usé sera transporté dans des colis de transport spécialement conçus et homologués par la CCSN pour résister à des tests rigoureux et répondre aux exigences réglementaires.

Bien que le transport ne doive pas commencer avant 2040 environ, des travaux sont en cours pour s’assurer qu’il se fera de manière sûre et sécuritaire, selon un plan qui reflète les priorités et les préoccupations du public.

De 2017 à 2019, la SGDN a élargi son engagement auprès des collectivités et des personnes et groupes intéressés afin que tous comprennent les priorités et les préoccupations sociales dont il faut tenir compte dans la planification du programme de transport selon la méthode de la GAP. Ces activités ont permis à la SGDN de fournir aux collectivités des renseignements sur son programme de transport et d’encourager les personnes intéressées à poser des questions et présenter leurs préoccupations.

Au cours des trois dernières années, des spécialistes du transport et de la mobilisation ont tenu des séances d’information et des discussions avec divers groupes et collectivités, y compris des municipalités, des communautés des Premières Nations et des Métis dans des zones potentielles de construction du site, des collectivités environnantes et des organisations municipales et autochtones au niveau provincial et national. Ces discussions visaient à partager des renseignements sur la sûreté et à discuter des exigences concernant un plan de transport socialement acceptable.

La SGDN continue d’informer les gouvernements de ses plans, au fur et à mesure de leur élaboration, par des mises à jour individuelles avec les représentants fédéraux et provinciaux, sur demande. En outre, la SGDN fournit des renseignements à un groupe de travail intergouvernemental composé de fonctionnaires de Transports Canada, de la CCSN et des ministères des Transports provinciaux respectifs de l’Ontario, du Québec et du Nouveau-Brunswick.

La participation aux foires commerciales et conférences tenues par les associations municipales et les groupes autochtones est un autre moyen pour la SGDN d’apprendre à mieux connaître les groupes intéressés et à établir un dialogue avec eux. Des spécialistes de la mobilisation et des transports ont assisté aux conférences de l’Ontario Good Roads Association et de l’Association of Ontario Road Supervisors et ils ont été à l’écoute des groupes autochtones lors d’événements, par exemple les assemblées générales annuelles de la Nation métisse de l’Ontario et de la Coalition des peuples autochtones de l’Ontario. Au cours des trois dernières années, la SGDN a élargi son champ d’action pour participer aux conférences des associations de premiers intervenants et du secteur nucléaire.

Ces activités de mobilisation continue ont permis à la SGDN de mieux connaître les domaines d’intérêt, lesquels ont été intégrés dans les documents de mobilisation, les documents d’information et les discussions. Parmi les sujets abordés, mentionnons la conception et les essais des colis de transport du combustible usé (CTCU), l’examen des scénarios d’accident, les antécédents internationaux en matière de transport de combustible usé et la surveillance réglementaire. Ce type de mobilisation adaptative constitue une assise pour élargir la confiance à l’égard de la sûreté.

En outre, la SGDN a mené des recherches sur l’attitude du public auprès d’un échantillon représentatif de personnes en Ontario, au Québec et au Nouveau-Brunswick, afin d’obtenir une plus grande perspective des points de vue concernant le transport du combustible usé. Les activités de recherche comprenaient des groupes de discussion, des ateliers, des séances en groupes plus larges et des séances de dialogue avec les Autochtones.

Ces discussions ont permis de mieux comprendre les sensibilités sociales, les questions qui devront être abordées lors de la planification du programme de transport selon la méthode de la GAP et les exigences d’un plan de transport socialement acceptable.

De 2017 à 2019, les travaux sur le plan technique ont porté sur les aspects conceptuels et les éléments clés du système de transport du combustible usé, ainsi que sur l’évaluation des modes de transport, de la logistique et des voies de transport possibles pour les régions faisant encore partie du processus de sélection du site.

Ces travaux portent sur les modes de transport par route et par rail et sur l’utilisation de divers conteneurs de transport, en particulier les CTCU de la SGDN, les conteneurs de stockage à sec (CSS) pour le combustible usé d’OPG et les paniers de combustible usé provenant d’Hydro-Québec, d’Énergie NB et d’EACL.

En 2018, la CCSN a renouvelé l’homologation du CTCU. Ce renouvellement d’homologation démontre que le conteneur satisfait aux exigences applicables du RETSN 2015 et du Règlement de transport des matières radioactives de l’AIEA (AIEA SSR-6, édition 2012).

Afin de soutenir davantage le développement des conteneurs de transport, la SGDN a entrepris des études pour tester la performance des aciers inoxydables et des mousses compressibles pouvant être utilisés dans leur fabrication.

La SGDN a simulé et étudié des analyses d’impact sur les conteneurs de transport dans diverses conditions d’essai réglementaires et d’autres scénarios. D’autres travaux ont également été réalisés afin de modéliser les incendies des conteneurs de transport dans des conditions d’accident hypothétique.

K.2.4.9 Préparation organisationnelle

De 2017 à 2019, la SGDN a préparé les phases du projet qui commenceront lorsqu’un site aura été retenu pour la construction du DGP.

À mesure que la SGDN s’approche des phases ultérieures du projet, elle met en place une organisation qui cherche à acquérir des connaissances et à améliorer sa culture de sûreté. Au cours des deux dernières années, la SGDN a investi des ressources afin de faire progresser ces deux aspects de sa culture.

La SGDN investit également dans ses systèmes internes. La première phase du nouveau Système de planification des ressources d’entreprise de la SGDN a été mise en œuvre en 2018 afin d’améliorer les processus de travail et d’intégrer les systèmes électroniques. En 2019, une deuxième phase a été lancée, soit la Gestion du capital humain.

La SGDN continue d’exploiter un système de gestion intégré pour les activités qui soutiennent la gestion à long terme du combustible usé. Pour maintenir l’excellence de la gouvernance, de la responsabilité et de la sûreté, la SGDN s’assure que ses systèmes sont certifiés selon les normes canadiennes et internationales pertinentes, notamment :

• ISO 9001:2015 pour la qualité
• ISO 14001:2015 pour l’environnement
• CSA Z1000:2014 pour la gestion de la santé et de la sécurité

En plus de se conformer à ces normes, la SGDN a renforcé son système de gestion pour respecter la norme N286-12 du groupe CSA, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, ce qui comprend les installations de gestion des déchets nucléaires.

En 2018, la SGDN a commencé à mettre au point sa stratégie de mobilisation des ressources de l’organisation pour préparer la transition vers le site qui sera ultérieurement choisi. Cette stratégie englobe de nombreux facteurs touchant la logistique, les partenariats et les ressources humaines. La SGDN est en train de créer un plan d’exécution qui pourra être adapté au site éventuellement choisi et aux accords de partenariat élaborés avec les collectivités d’accueil.

En 2018, la SGDN a commencé à planifier activement le lancement de la phase réglementaire de la GAP, qui doit commencer après le choix du site. Ce travail comportera des analyses détaillées de l’impact environnemental du projet, une étude d’impact en règle, la présentation d’une demande de permis de préparation de l’emplacement et l’élaboration des documents nécessaires à l’obtention d’un permis de construction.

La SGDN a suivi de près les progrès et les discussions dans tout le Canada concernant la LEI. Cette nouvelle loi, désormais en vigueur, établit les exigences et le processus que le gouvernement du Canada appliquera pour approuver le site sélectionné. La SGDN constate qu’il y a un alignement étroit des exigences de la LEI sur la mobilisation préalable des collectivités (en particulier les peuples autochtones) et les discussions que la SGDN mène depuis le lancement du processus de sélection d’un site en 2010.

La SGDN travaille avec les communautés autochtones et non autochtones pour ce qui est de la conception des méthodes de référence et d’évaluation qui pourront être utilisées afin de préparer le lancement officiel du processus d’approbation réglementaire. On procède actuellement à une surveillance environnementale de base dans les régions où le dépôt pourrait être construit, en collaboration étroite avec les membres des communautés et les gardiens du savoir autochtone. Les renseignements obtenus aideront la SGDN et les communautés à s’engager dans un processus menant à des décisions éclairées.

La SGDN continue d’interagir avec la CCSN, conformément aux conditions d’un accord de projet spécial, avant la présentation d’une demande de permis. Ces activités comprennent la présentation à la CCSN de rapports sur l’avancement de la mise en œuvre de la GAP. Cet accord de projet spécial a été renouvelé en mars 2019 et sera maintenu jusqu’à ce que la SGDN présente une demande concernant le premier permis.

La SGDN a également commencé à collaborer avec la CCSN afin d’obtenir des conseils sur les exigences réglementaires concernant les aspects novateurs de la conception de l’installation. Les discussions initiales ont porté sur les exigences conceptuelles des conteneurs de combustible usé (CCU) qui seront stockés défitivement dans le DGP. La SGDN prévoit qu’elle cherchera à obtenir des orientations supplémentaires lors de sa préparation de demande de permis.

K.2.4.10 Responsabilité et gouvernance

L’intégrité des travaux de la SGDN est favorisée par plusieurs niveaux de contrôle et d’examen par les pairs. À l’interne, la SGDN est dirigée par son conseil d’administration. Au cours de la période de référence, les dossiers de responsabilité et de gouvernance de la SGDN ont été gérés dans un cadre général comprenant diverses activités, notamment :

• examens annuels des progrès de la SGDN par le ministre des Ressources naturelles
• participation à des réunions d’examen de la Convention commune
• examens techniques en cours des approches, des méthodes et de l’interprétation des données (p. ex., le groupe d’examen géoscientifique continue de veiller à ce que les évaluations géoscientifiques préliminaires de site soient réalisées conformément aux pratiques exemplaires internationales)
• vérifications annuelles du système de gestion intégrée de la SGDN; cette dernière demeure conforme aux normes canadiennes (Groupe CSA) et internationales (ISO) en matière de systèmes de gestion

K.2.4.11 Rôle et participation de la CCSN dès le début du projet de la GAP pour la gestion à long terme du combustible usé du Canada

La CCSN participe dès leurs débuts aux nouveaux projets nucléaires proposés afin de s’assurer que les futurs demandeurs de permis et les collectivités visées comprennent bien le rôle de la CCSN dans la réglementation du secteur nucléaire au Canada. Il s’agit d’une pratique exemplaire en la matière.

Les promoteurs qui envisagent de présenter une demande reçoivent des renseignements et des conseils de la CCSN au sujet des exigences réglementaires et du processus d’autorisation avant la présentation d’une demande de permis et le démarrage du processus d’évaluation environnementale. La CCSN mobilise les collectivités visées pour leur fournir des informations factuelles et objectives sur la façon dont elle réglemente le secteur nucléaire de manière à protéger la santé et la sécurité des Canadiens ainsi que l’environnement et la façon dont elle respecte les engagements internationaux du Canada sur l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Pour obtenir davantage de renseignements, consulter le site Web de la CCSN à l’adresse suivante : suretenucleaire.gc.ca/fra/waste/index.

K.2.4.11.1 Entente de service entre la CCSN et la SGDN

Depuis 2009, la CCSN a signé plusieurs ententes de projets spéciaux (ententes de service) avec la SGDN afin de recouvrer les coûts des travaux. L’entente actuelle est en place depuis le 1^er avril 2019 et est valide jusqu’au 31 mars 2024. Le personnel de la CCSN mène les activités suivantes dans le cadre de cette entente :

• fournir des orientations réglementaires à la SGDN concernant la mise en œuvre de la GAP
• assister aux activités de mobilisation du public et des communautés autochtones organisées par la SGDN et fournir des renseignements sur le rôle de l’organisme de réglementation en ce qui concerne l’autorisation d’une installation basée sur la méthode de la GAP
• réaliser des examens préalables des divers composants techniques du projet de la GAP et fournir des évaluations générales afin de signaler tout problème de nature réglementaire

La participation précoce de la CCSN aux activités de la SGDN en matière de GAP est importante afin d’éviter tout malentendu sur le rôle de la CCSN et son implication avant la présentation d’une demande de permis et le lancement d’une étude d’impact. Il existe un consensus à l’échelle internationale selon lequel la participation active et indépendante d’un organisme de réglementation du secteur nucléaire compétent et bien informé, et ce dès le début du processus de sélection du site, contribue à bâtir la confiance des parties intéressées. Les examens préalables à la délivrance d’un permis, menés dans le cadre de l’entente de service, ne certifient pas un concept, n’impliquent pas la délivrance d’un permis en vertu de la LSRN et ils ne sont pas nécessaires dans le cadre du processus d’autorisation du DGP. En outre, les conclusions d’un examen préalable à la délivrance d’un permis de la CCSN ne lient pas la Commission ni n’influencent les décisions prises par celle-ci. Pour plus d’information sur l’entente de service, consulter le site Web de la CCSN à suretenucleaire.gc.ca/fra/waste/high-level-waste/#Long-term.

Dans le cadre de cette entente, et depuis la dernière période de référence, la CCSN a procédé à des examens préalables des rapports que la SGDN a soumis sur la conception de son CCU Mark II. Un résumé de l’examen préalable à l’autorisation de la CCSN est disponible sur le site Rôle de la CCSN dans le cadre du projet de la GAP de la SGDN.

K.2.4.11.2 Établissement de relations avec le public et les groupes autochtones

Au cours de la période visée par le rapport, la CCSN a continué de rencontrer les collectivités qui ont officiellement adhéré au processus de sélection du site de la SGDN et a élargi ses activités de relations externes aux collectivités voisines qui en font la demande. Les activités de sensibilisation et de mobilisation ont porté sur l’établissement de relations avec les collectivités et les groupes autochtones, y compris les communautés des Premières Nations et des Métis. Au cours de cette période de référence, le personnel de la CCSN a mené 25 activités de relations externes (illustrées aux figures K.9 et K.10).

À la demande des représentants des collectivités (habituellement des comités de liaison communautaires - CLC), des activités supplémentaires de relations externes ont été entreprises. Il s’agit notamment de séances d’information et d’éducation, qui sont généralement présentées par téléconférence avec les représentants des collectivités (CLC, groupes autochtones, municipalités, écoles locales, etc.) pour déterminer l’objectif de l’événement, le nombre de participants, le type de sujet qui sera discuté et le lieu de l’événement (présentation lors d’une réunion, journées portes ouvertes, foires locales, plateforme en ligne, etc.). La CCSN rencontre ensuite la collectivité ou le groupe autochtone dans sa localité (voir les figures K.9 et K.10), dans les bureaux de la CCSN à Ottawa (voir la figure K.11) ou en ligne sur une plateforme comme Zoom ou Google Classroom.

Figure K.9 : Une employée de la CCSN présente aux élèves les principes fondamentaux du rayonnement

Les activités de sensibilisation et de mobilisation visent à fournir des renseignements sur le rôle de la CCSN en tant qu’organisme de réglementation nucléaire du Canada et à expliquer son rôle initial dans l’initiative de la GAP. Les sujets abordés durant les séances comprennent :

• le processus de réglementation nucléaire et les facteurs pris en compte lors de l’examen d’une demande de permis
• le processus d’évaluation d’impact
• la mobilisation et la consultation des Autochtones
• les aspects techniques d’un DGP
• le rôle de la CCSN dès le début de l’initiative de la GAP
• les possibilités pour le public de participer aux séances de la Commission et aux évaluations d’impact
• la façon dont la CCSN collabore avec d’autres organismes de réglementation afin de s’acquitter de son mandat d’autorisation pour les installations et activités nucléaires

Les réunions permettent de répondre aux questions des participants et de clarifier leurs préoccupations. Les commentaires des membres des collectivités ont été positifs : ils sont d’avis que la CCSN est un organisme neutre et indépendant disposant d’un personnel qualifié qui saura évaluer les dépôts pour le combustible usé et qui se soucie de la sûreté, d’abord et avant tout. Durant ces réunions, le personnel de la CCSN est à la recherche des manières les plus efficaces de favoriser la participation des collectivités et des groupes autochtones et de communiquer l’information aux personnes qui souhaitent en apprendre davantage sur la CCSN et d’autres enjeux pertinents relevant de son mandat.

Figure K.10 : Une employée de la CCSN fait une présentation à la demande d’un comité de liaison communautaire

K.2.4.11.3 Relations avec les communautés autochtones

L’établissement de relations avec les communautés des Premières Nations et des Métis, qui pourraient souhaiter en apprendre davantage sur des projets comme l’initiative de la GAP, constitue une priorité pour la CCSN. L’établissement de relations solides fondées sur la confiance et le respect mutuel nécessite du temps; c’est pourquoi la CCSN communique avec ces collectivités dès le début de la phase préalable à l’autorisation.

Lorsqu’une activité de relations externes est prévue dans une région donnée, la CCSN communique directement avec les communautés autochtones voisines afin de les informer qu’il existe au Canada un organisme de réglementation nucléaire indépendant qui peut les rencontrer et leur fournir de plus amples renseignements sur la CCSN et son rôle en matière de réglementation.

Avec la signature d’un protocole d’entente entre RNCan et la SGDN, la SGDN a la responsabilité de réaliser des activités de mobilisation des Autochtones avant de choisir un site, de tenir un registre des consultations et de tenir la Couronne au courant de ces activités. La SGDN informe également la CCSN de ces activités, par exemple en lui communiquant les difficultés et les préoccupations qui sont soulevées à l’égard des droits ancestraux ou issus de traités, potentiels ou établis.

Le nombre de sites susceptibles d’accueillir un éventuel DGP qui recevra le combustible usé a été réduit au fur et à mesure de l’évolution du processus de sélection d’un site par la SGDN. Au cours de cette période, la CCSN poursuivra ses activités de mobilisation des Autochtones. Toutefois, elle mettra davantage l’accent sur la collaboration avec les communautés des Premières Nations et des Métis qui pourraient être directement touchées par le projet. Afin de respecter son obligation de consulter, elle sollicitera de l’information qui lui permettra de déterminer si une future décision d’autorisation pourrait avoir des conséquences sur des droits ancestraux ou issus de traités, potentiels ou établis.

Pour obtenir de plus amples renseignements sur la consultation des peuples autochtones par la CCSN, veuillez consulter le site suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/aboriginal-consultation/index. En outre, dans son REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones, la CCSN énonce les exigences et les orientations à l’intention des titulaires de permis dont les projets proposés pourraient déclencher l’obligation de consulter de la Couronne.

Figure K.11 : Le personnel de la CCSN rencontre un groupe de jeunes autochtones aux bureaux de la CCSN

K.2.4.11.4 Recherche et évaluation indépendantes de la CCSN sur la gestion sûre à long terme des déchets radioactifs et du combustible usé dans des dépôts géologiques

Depuis 1978, la CCSN mène des recherches indépendantes et des évaluations techniques sur la gestion sûre à long terme du combustible usé dans les dépôts géologiques. Au départ, ces activités portaient sur les roches hôtes cristallines du Bouclier canadien et, au cours des 12 dernières années, elles en sont venues à inclure les roches hôtes sédimentaires.

La SGDN est actuellement à la recherche d’une collectivité disposée à accueillir volontairement un DGP qui recevrait du combustible usé sur un site techniquement acceptable, soit dans les roches cristallines du Bouclier canadien, soit dans les roches sédimentaires du sud de l’Ontario. Par ailleurs, OPG a proposé un projet de DGP pour ses propres DRFMA, à quelque 680 m de profondeur dans une formation sédimentaire (pour plus d’information, voir la section K.2.5).

C’est en réponse à ces deux initiatives que la CCSN a initialement élargi son expertise technique pour inclure le stockage définitif des déchets dans des formations géologiques sédimentaires, en plus de la roche cristalline. Par conséquent, en 2008, à l’appui de l’examen du projet de DGP d’OPG et de la GAP de la SGDN dans les roches sédimentaires, le Programme d’évaluation et de recherche coordonnées (PERC) a été mis en œuvre. Dans le cadre du PERC, la CCSN a collaboré avec différentes organisations canadiennes et internationales pour obtenir des données expérimentales et élaborer des modèles mathématiques, étudier les propriétés de la bentonite comme matériau d’étanchéité et vérifier certains aspects de la stabilité de la géosphère afin d’évaluer la performance à long terme de la roche d’accueil et des barrières artificielles. En 2020, le PERC est devenu le Programme de recherche stratégique sur les dépôts géologiques en profondeur (PRS-DGP). Le PRS-DGP est essentiel pour garantir que la CCSN continue d’acquérir et de maintenir les connaissances scientifiques indépendantes nécessaires afin d’évaluer une demande de permis et le dossier de sûreté connexe conformément au REGDOC 2.11.1, Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, et pour fournir à la Commission des recommandations scientifiques en matière d’autorisation.

Le programme de recherche de la CCSN consiste en recherches scientifiques indépendantes menées par le personnel de la CCSN en collaboration avec des institutions nationales et internationales. Il comprend également le suivi et l’examen des progrès scientifiques de pointe et la participation à des forums internationaux afin d’échanger des informations et des connaissances relatives aux DGP.

Les domaines de recherche comprennent l’étude de la stabilité de la géosphère, la compréhension de la performance à long terme de la roche hôte et des barrières artificielles, l’établissement des capacités de la CCSN en matière de modélisation des évaluations de la sûreté et la réalisation d’une série d’études sur des analogues naturels pour étudier les processus à long terme et renforcer la confiance à l’égard des différents composants du système de sûreté multi-barrières.

K.2.4.11.4.1 Groupe consultatif indépendant

Un groupe consultatif indépendant formé d’experts canadiens en géosciences a été créé en 2013 afin d’aider le personnel de la CCSN à se préparer en vue de l’examen d’une demande de permis qui sera présentée éventuellement par la SGDN à l’égard d’un DGP destiné au combustible usé du Canada. L’objectif de ce groupe est de fournir des conseils objectifs et indépendants au personnel de la CCSN sur les aspects géoscientifiques de l’initiative de la GAP pour la gestion à long terme du combustible usé au Canada en examinant et en évaluant à la fois le programme de recherche géoscientifique de la SGDN et le programme de recherche indépendant de la CCSN. Le groupe consultatif peut examiner des activités et des sujets particuliers liés à son mandat. Il est composé de quatre professeurs, d’un chercheur scientifique du gouvernement et d’un consultant. L’expertise du groupe couvre les sciences géologiques et comprend la géochimie isotopique et environnementale, l’hydrogéologie, la gestion des déchets radioactifs, la pétrologie, la géologie structurale et la tectonique, la géologie canadienne et le génie géomécanique, géotechnique et environnemental.

K.2.5 Dépôt géologique en profondeur d’OPG pour ses déchets radioactifs de faible et moyenne activité

En janvier 2012, l’Agence canadienne d’évaluation environnementale, qui est maintenant l’Agence d’évaluation d’impact du Canada (AEIC), et la CCSN ont mis en place une commission d’examen conjoint (CEC) pour examiner l’EIE d’OPG à l’appui de sa demande de permis de préparation de l’emplacement et de construction d’un DGP pour ses DRFMA. La commission d’examen conjoint a tenu 33 jours d’audiences publiques en 2013 et 2014, auxquels plus de 200 intervenants ont participé. Le 6 mai 2015, la CEC a publié son rapport d’évaluation environnementale qui comprenait 97 recommandations au ministre de l’Environnement et du Changement climatique aux fins d’examen et de décision en vertu de la LCEE 2012. Dans ce rapport, la CEC concluait que le projet de DGP d’OPG n’aurait probablement pas de conséquence importante sur l’environnement si OPG appliquait les mesures d’atténuation proposées, respectait ses engagements pris au cours de l’examen et mettait en œuvre les recommandations de la CEC.

Le 18 février 2016, la ministre de l’Environnement et du Changement climatique a demandé à OPG de fournir des renseignements additionnels et des études approfondies sur l’évaluation environnementale du projet de DGP. La demande portait sur des renseignements additionnels concernant les autres emplacements possibles pour le projet, les effets environnementaux cumulatifs et les engagements à l’égard des mesures d’atténuation. Le 28 décembre 2016, OPG a présenté des renseignements relatifs aux trois éléments de la demande de la ministre.

Le 21 août 2017, la ministre de l’Environnement et du Changement climatique a demandé à OPG de mettre à jour l’analyse des effets cumulatifs potentiels du projet sur le patrimoine culturel de la Nation Ojibway de Saugeen et d’inclure une description des effets potentiels du projet sur le lien spirituel et culturel de la Nation avec la terre. En outre, la lettre de la ministre indiquait que les résultats du processus communautaire de la Nation Ojibway de Saugeen devaient éclairer l’analyse. OPG s’est engagée avec les dirigeants de la communauté à établir un processus, ce qui a abouti à un vote par la communauté.

Le 31 janvier 2020, la Nation Ojibway de Saugeen a voté contre le projet. OPG respecte la décision de la communauté et a officiellement annulé le projet. OPG a retiré sa demande de construction de DGP et a également demandé à l’AEIC d’annuler l’évaluation environnementale du projet, qu’elle gérait. Certaines mesures doivent encore être prises sur le site envisagé du DGP, soit fermer les trous de sonde forés lors de la caractérisation du site.

OPG explorera d’autres options et coopérera avec les principales parties intéressées afin de mettre au point un processus de sélection d’un autre emplacement. Tout nouveau processus de sélection d’un emplacement comprendrait une mobilisation des peuples autochtones, ainsi que des municipalités intéressées et des autres parties intéressées.

Parmi les parties intéressées d’OPG figure son actionnaire (le gouvernement de l’Ontario), les organismes qui réglementent les activités d’OPG (dont la CCSN), le public, y compris les résidents des collectivités où OPG exerce ses activités, ainsi que les pairs et les associations du secteur nucléaire.

K.2.6 Discussion sur les options d’une stratégie intégrée par les propriétaires de déchets radioactifs du Canada dans le cadre du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs

Les principaux propriétaires de déchets radioactifs au Canada – EACL, OPG, Hydro-Québec et Énergie NB – et certaines autres parties intéressées ont continué de se rencontrer sous le parrainage du Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs (FDGDR), établi par le Groupe des propriétaires de CANDU (COG), pour discuter des possibilités de coordination et de collaboration sur des questions de gestion à long terme, y compris les technologies et les stratégies de communication pertinentes.

En réponse à une mesure que le Canada doit prendre dans le cadre de la Convention commune (« Élaboration d’une stratégie intégrée pour le stockage définitif des DRFMA ne provenant pas d’OPG »), le FDGDR a entrepris un projet visant à concevoir une stratégie intégrée en matière de déchets radioactifs pour le Canada. Cette stratégie est conforme à un principe du cadre stratégique de gestion des déchets radioactifs selon lequel les propriétaires de déchets sont responsables de la gestion du cycle de vie complet des déchets qu’ils produisent. Le premier résultat de cet exercice mené par l’industrie sur la préparation d’une stratégie intégrée de gestion des déchets radioactifs est attendu en 2020. Les résultats obtenus par les propriétaires de déchets pourront être intégrés à l’examen de la politique en matière de déchets radioactifs, mené par RNCan.

K.2.6.1 Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) et Énergie atomique du Canada limitée (EACL)

Depuis la sixième réunion d’examen de la Convention commune, le Canada a réalisé d’importants progrès afin de trouver et de mettre en œuvre des solutions pour la gestion à long terme et le stockage définitif des DRFMA aux sites d’EACL. Ces solutions permettront de gérer plus de la moitié de l’inventaire canadien de ces types de déchets. En plus des installations de gestion à long terme qui ont été construites pour les quelque 1,2 million de mètres cubes de DRFA produits auparavant et associés à l’IRPH (voir la section K.3.4.2 pour plus de détails), les LNC continuent d’avancer dans leur processus réglementaire pour le projet d’une IGDPS aux LCR, pour une capacité totale atteignant 1 million de mètres cubes pour les DRFA (voir la section K.2.3.2 pour plus de détails). Sous réserve des autorisations réglementaires, l’installation proposée serait mise en service d’ici 2024.

La majeure partie des déchets (environ 90 %) destinés à l’IGDPS sont déjà entreposés aux LCR ou seront générés durant le déclassement des installations redondantes ou les opérations futures aux LCR. L’IGDPS recevrait également de petites quantités de déchets radioactifs provenant d’hôpitaux, d’universités, d’établissements de recherche et des industries du Canada, conformément aux ententes commerciales en vigueur depuis plusieurs décennies.

K.2.6.2 Hydro-Québec

Hydro-Québec a produit en 2016 une stratégie de gestion des déchets aux fins de déclassement. La quantité de déchets a été évaluée et les possibilités de stockage définitif ont été documentées. Hydro-Québec travaille actuellement à réduire ces volumes pour éviter de remplir l’installation d’entreposage des déchets sur le site et pour minimiser les DRFMA à traiter ultérieurement. Des projets sont en cours pour stocker définitivement les déchets radioactifs de très faible activité (DRTFA) hors site.

En ce qui concerne la gestion des déchets à long terme, Hydro-Québec poursuit des discussions avec ses partenaires du secteur nucléaire. Hydro-Québec ne prévoit pas de construire son propre site. La société compte plutôt devenir un partenaire dans le développement d’un site pour le stockage définitif de ses DRFMA.

K.2.6.3 Énergie du Nouveau-Brunswick

Énergie NB a établi des liens avec le secteur nucléaire pour comprendre les options de stockage définitif de ses DRFMA et pour s’assurer que les fonds appropriés seront disponibles lorsqu’ils seront requis, notamment en participant aux groupes de pairs du COG et en soutenant les projets conjoints.

K.3 Questions générales découlant de la sixième réunion d’examen de la Convention commune

Au cours de la sixième réunion d’examen, les participants ont formulé plusieurs questions générales résultant des discussions cumulées au sein des groupes de pays. Les parties contractantes ont convenu que les questions suivantes seraient abordées dans les rapports nationaux et mettraient en évidence les mesures prises par chaque pays à l’égard de ces questions :

1. mise en œuvre de stratégies nationales pour la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs (K.3.1)
2. conséquences de la gestion à long terme du combustible usé en matière de sûreté (K.3.2)
3. lien entre la gestion à long terme et le stockage définitif des sources radioactives scellées retirées du service (K.3.3)
4. remise en état des installations et sites hérités (K.3.4)

K.3.1 Mise en œuvre de stratégies nationales pour la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

En septembre 2019, le Canada a accueilli une mission du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’AIEA qui a conclu que le Canada dispose d’un cadre exhaustif pour la sûreté nucléaire et radiologique et qui a relevé six bonnes pratiques que d’autres pays pourraient prendre en exemple. L’examen comprenait également une recommandation selon laquelle le gouvernement devrait améliorer sa politique existante et établir une stratégie connexe pour donner effet aux principes énoncés dans la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs du Canada.

Le Canada reverra sa politique actuelle en matière de déchets radioactifs et étudiera comment l’améliorer, notamment en établissant une stratégie connexe. RNCan entreprendra cet examen en tant que principal ministère responsable de l’élaboration et de la mise en œuvre de la politique fédérale en matière d’énergie nucléaire au Canada. Ce travail devrait être terminé avant qu’une mission de suivi du SEIR n’ait lieu. Une mission de suivi aura lieu dans les quatre ans pour évaluer les progrès du Canada à l’égard des conclusions de l’équipe d’examen et des améliorations recommandées.

K.3.2 Conséquences de la gestion à long terme du combustible usé en matière de sûreté

K.3.2.1 Société de gestion des déchets nucléaires

L’aboutissement technique ultime de la méthode de la GAP est la construction d’un DGP. La principale forme de déchets consistera en grappes de combustible CANDU provenant des centrales nucléaires canadiennes et le plan portera sur la gestion à long terme des déchets de combustible usé produits par toutes les sociétés canadiennes d’électricité. Cela simplifiera le dossier de sûreté ainsi que la conception de l’installation opérationnelle et du dépôt géologique. Par exemple, la manutention du combustible usé sur le site du dépôt consistera en grande partie à transférer des grappes de combustible sec des colis de transport vers les conteneurs de stockage, puis à placer ces conteneurs sous terre.

L’âge du combustible est directement pertinent, car les combustibles plus anciens sont moins actifs en termes de rayonnement gamma et émettent moins de chaleur, ce qui simplifie la manutention. En particulier, les grappes reçues peuvent être manipulées sans nécessiter un refroidissement à l’eau. Le vieillissement pourrait également entraîner un risque accru de défaillance mécanique des grappes. De manière générale, le combustible que l’on sait être endommagé devrait être mis dans des cylindres aux centrales. Dans ses plans, la SGDN prévoit des cylindres spéciaux pour la manutention du combustible endommagé. Toutefois, les effets du vieillissement pourraient entraîner la défaillance de combustible pendant le transport ou la manutention sur le site de la SGDN. L’installation sera conçue pour accueillir ce type de combustible endommagé. Cependant, l’ampleur des dommages sera un facteur dont il faudra tenir compte dans l’optimisation de la conception et l’élaboration du dossier de sûreté pour les installations de manutention du combustible en surface.

Si le Canada choisit de retraiter plus tard son combustible nucléaire, ce sera une décision conjointe des producteurs d’énergie nucléaire, des gouvernements provinciaux concernés et du gouvernement fédéral. La SGDN est responsable de la mise en œuvre de la GAP, qui est le plan de gestion à long terme du combustible usé au Canada. Elle n’a pas pour mandat de retraiter ou de réutiliser le combustible nucléaire et aucun service public ou gouvernement n’a annoncé de plan de recyclage du combustible usé au Canada. Si une telle décision était prise, la SGDN travaillerait avec les services publics et le gouvernement pour gérer de manière sûre les DRHA qui résulteraient de ce processus.

K.3.2.2 Hydro-Québec

Hydro-Québec a été confrontée à des défis majeurs à la suite de la décision prise par le gouvernement du Québec de fermer définitivement la centrale de Gentilly-2 en 2012. Ces défis comprenaient le déchargement du combustible du réacteur et la vidange des systèmes contaminés. De plus, bien que plusieurs employés aient été réaffectés dans d’autres divisions, Hydro-Québec était tenue de maintenir à Gentilly-2 l’expertise adéquate pour poursuivre les premières activités de déclassement en toute sécurité. Une fois ces activités terminées, une organisation permanente a été mise en place pour assurer la réalisation des activités de déclassement pendant la phase de préparation en vue du stockage sous surveillance (2015-2020). Cette organisation compte environ 70 employés, dont 95 % travaillaient à Gentilly-2 lorsque la centrale était en service.

En 2019, Hydro-Québec a formalisé la structure organisationnelle qui sera mise en place pour mener à bien les activités pendant la phase de stockage sous surveillance (2021-2057). Cette organisation sera composée d’un directeur des installations de Gentilly-2, d’un gestionnaire et de neuf employés. La structure sera progressivement déployée en 2020.

K.3.3 Lien entre la gestion à long terme et le stockage définitif des sources radioactives scellées retirées du service

Depuis la sixième réunion d’examen, le Canada a mis davantage l’accent sur l’obligation, pour les propriétaires de sources scellées retirées du service, de déclarer dans leur inventaire de déchets les sources dont ils ne prévoient plus se servir. Les propriétaires devront élaborer des stratégies pour la gestion à long terme de ces matières.

Le programme d’assurance de garanties financières des titulaires de permis de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement vise à décourager les titulaires de permis de conserver des sources retirées du service, car la prime payée par ceux-ci est directement liée au nombre de sources scellées qu’ils ont en leur possession (pour de plus amples renseignements, voir la section J.1.3.7).

À l’heure actuelle, lorsqu’un titulaire de permis décide de se défaire d’une source scellée, celle-ci est transférée à une IGD autorisée en vue d’y être entreposée de façon provisoire.

Les LNC ont rapatrié des sources retirées du service qui sont d’origine canadienne, en particulier des sources ou des équipements qui ont été vendus sous l’autorité de l’ancienne version d’EACL et qui se trouvaient dans des pays ne disposant actuellement d’aucun moyen de gestion appropriée des déchets. Sur les sites gérés par les LNC, les sources retirées du service sont traitées de la même manière que les autres déchets radioactifs en termes de stratégie et elles sont actuellement entreposées en fonction de l’activité et des demi-vies des radionucléides, en attendant qu’une installation de stockage définitif appropriée soit disponible. La Stratégie intégrée de gestion des déchets des LNC, qui englobe tous les déchets produits par les LNC et/ou reçus par ceux-ci, a été mise au point depuis la sixième réunion d’examen et est actuellement opérationnelle.

K.3.4 Remise en état des installations et sites hérités

K.3.4.1 Gestion à long terme des DRFA historiques

En 1982, le gouvernement du Canada a créé le Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité (BGDRFA) au sein d’EACL pour assumer les responsabilités du Canada sur le plan de la gestion des DRFA historiques présents au Canada. Le BGDRFA a pour mission de mettre en œuvre deux grands programmes : un programme de gestion des déchets radioactifs historiques qui comprend l’assainissement et la gestion des DRFA historiques dans l’ensemble du Canada et un programme d’information sur les déchets radioactifs au Canada. Depuis sa création, le Bureau a achevé des travaux d’assainissement des déchets radioactifs historiques dans tout le Canada et il continue de surveiller plusieurs sites présentant une contamination historique au radium ou à l’uranium.

Au cours de la phase de planification de l’IRPH, il fut décidé qu’en raison de la taille et de la complexité des deux projets de l’IRPH (décrits ci-dessous), une entité consacrée à cette unique fin devrait être créée pour leur gestion. En août 2009, EACL, RNCan et Travaux publics et Services gouvernementaux Canada ont formé le Bureau de gestion de l’IRPH, un organisme tripartite ayant pour mandat de planifier, gérer et mettre en œuvre l’IRPH.

Depuis la transition vers le modèle d’OGEE en septembre 2015, EACL est l’organisme gouvernemental responsable d’assumer les responsabilités du gouvernement fédéral en ce qui a trait à l’IRPH et au BGDRFA. Aux termes de l’accord contractuel d’OGEE, les LNC exécutent les activités liées à l’IRPH et au BGDRFA pour le compte d’EACL. L’IRPH se concentre sur les déchets historiques de Port Hope et de Clarington, en Ontario. Le BGDRFA se préoccupe des déchets historiques ailleurs au Canada, principalement dans la région du Grand Toronto et le long de l’Itinéraire de transport dans le Nord (ITN) dans les Territoires du Nord-Ouest et le nord de l’Alberta.

K.3.4.2 Initiative dans la région de Port Hope

La majeure partie des DRFA historiques du Canada est située dans les municipalités de Port Hope et de Clarington, dans le sud de l’Ontario. Ces déchets et sols contaminés totalisent environ 2 millions de mètres cubes. Ils proviennent de l’exploitation d’une raffinerie de radium et d’uranium dans la municipalité de Port Hope qui a vu le jour dans les années 1930. Bien qu’il reconnaisse qu’il n’y a pas de risque urgent pour la santé ou l’environnement, le gouvernement du Canada a déterminé que des mesures d’intervention sont nécessaires afin de mettre en place une gestion à long terme plus appropriée pour ces matières.

En mars 2001, le gouvernement du Canada et les municipalités locales ont conclu un accord concrétisant des projets soumis par les collectivités en vue d’assurer l’assainissement et la gestion à long terme de ces déchets, ce qui a donné naissance à l’IRPH. Cette initiative vise à gérer de manière sûre et à long terme les DRFA historiques dans deux monticules érigés en surface qui sont actuellement construits dans les collectivités. L’initiative comprend deux projets : le Projet de Port Hope (voir la figure K.12) et le Projet de Port Granby.

Figure K.12 : Projet d’installation de gestion des déchets à Port Hope (Projet de Port Hope)

En janvier 2012, le ministre des Ressources naturelles a annoncé que le gouvernement du Canada investirait un montant de 1,28 milliard de dollars sur dix ans pour la phase de mise en œuvre de l’IRPH.

Le Projet de Port Hope consiste à nettoyer la zone urbaine et 13 sites principaux et à regrouper tous les déchets de Port Hope (environ 1,2 million de mètres cubes en tout, y compris les déchets provenant de l’actuelle IGD Welcome), dans une seule installation de gestion des déchets à long terme, sur le site de l’actuelle IGD Welcome. L’usine de traitement des eaux usées de l’installation à long terme proposée a été achevée en 2016 et est maintenant opérationnelle. La construction du monticule de confinement a débuté à l’été 2016. La première cellule a été terminée à la fin de 2017. La mise en place des déchets sur le site de l’IGD Welcome a commencé en 2017 et a été suivie par la mise en place des déchets provenant de divers sites de la région de Port Hope en 2018. La remise en état des sites de Port Hope devrait être achevée en 2025-2026.

Le Projet de Port Granby consiste à déplacer les déchets existants de Port Granby (environ 770 000 mètres cubes) vers une nouvelle installation de gestion des déchets à long terme en surface. La construction du monticule de confinement de Port Granby a débuté au printemps 2016. Le 1^er novembre 2016, les premiers chargements de DRFA ont été transportés des rives du lac Ontario vers la nouvelle IGD de Port Granby et l’enlèvement des déchets hérités a pris fin en février 2020. La mise en place finale des déchets de matériaux d’infrastructure légèrement contaminés (provenant des routes de transport, des revêtements des fossés de drainage, etc.) sera achevée en 2020, après quoi le système de couverture du monticule sera construit. Le système devrait être achevé en 2021.

Le grand public est informé au sujet des projets de Port Hope ou de Port Granby au moyen de bulletins d’information, de journées portes ouvertes, de contacts directs avec des spécialistes des communications du Centre d’échange d’information et du site Web officiel de l’IRPH, à Irph.ca.

Figure K.13 : Contrôle radiologique sur une propriété résidentielle

Le nettoyage de Port Hope et de Port Granby devrait être terminé d’ici 2023. Après la mise en place des déchets et la fermeture des nouvelles IGD, la phase de surveillance à long terme et d’entretien commencera et se poursuivra pendant des centaines d’années.

K.3.4.3 Autres sites de déchets radioactifs historiques

Au nom d’EACL, les LNC s’acquittent du mandat du BGDRFA, qui consiste à gérer les sites situés le long de l’ITN dans les Territoires du Nord-Ouest et le nord de l’Alberta qui sont contaminés par de faibles concentrations de minerai d’uranium, ainsi que des propriétés dans la région du Grand Toronto qui sont contaminées par le radium.

On s’efforce actuellement de quantifier la portée des responsabilités à l’égard des DRFA historiques dans l’ensemble du Canada (sites autres que ceux de Port Hope) et d’élaborer des plans en vue de leur stockage définitif. L’un des principaux objectifs des LNC est de réduire considérablement, voire d’éliminer, les responsabilités en matière de déchets hérités d’ici 2026 en réalisant en toute sécurité des projets de remise en état pour faciliter la gestion à long terme et à moindre coût des installations et programmes de DRFA historiques. Cela est conforme aux orientations politiques établies par EACL.

Depuis la sixième réunion d’examen, les progrès suivants ont été réalisés :

• Le moyen d’évacuer les déchets produits lors du nettoyage des sites contaminés le long de l’ITN a été défini et obtenu.
• Une caractérisation supplémentaire a confirmé que la majeure partie de la contamination à nettoyer sur les sites situés le long de l’ITN est inférieure au seuil de catégorisation des DRFA et constituée de matières radioactives naturelles (MRN).
• Les préparatifs pour commencer la remise en état des sites contaminés le long de l’ITN ont commencé; il est prévu de terminer pratiquement tous les travaux de remise en état d’ici 2026.
• Des travaux sélectifs de remise en état ont été entrepris dans la région du Grand Toronto en réponse aux demandes d’aide de propriétaires fonciers.

K.3.4.4 Gestion des résidus d’uranium

Depuis 1995, la CCSN exige que toutes les mines d’uranium en exploitation disposent d’un plan préliminaire de déclassement (PPD) approuvé, ainsi que d’une garantie financière pour assurer la disponibilité des fonds pour le déclassement. En ce qui concerne les mines d’uranium qui ont été fermées avant la mise en place de ces exigences, les gouvernements fédéral et provinciaux ont pris des dispositions pour assurer le déclassement adéquat des sites.

Les mines d’uranium exploitées en Ontario entre 1955 et 1996 représentent plus de 80 % des résidus d’uranium du Canada. Avant 1977, la responsabilité de la réglementation de l’exploitation minière de l’uranium était principalement assumée par la province. En 1996, les gouvernements du Canada et de l’Ontario ont conclu un protocole d’entente stipulant leurs rôles respectifs dans la gestion des résidus de mines et d’usines de concentration d’uranium en Ontario. Si un propriétaire ne peut financer les frais de déclassement d’une mine d’uranium, ces frais seront assumés à parts égales par les deux gouvernements. À ce jour, ces dispositions n’ont pas été nécessaires, car tous les sites de l’Ontario sont désormais déclassés de manière substantielle et les propriétaires continuent à assumer leurs responsabilités.

À la fin des années 1950 et au début des années 1960, l’uranium fourni par le Canada à ses alliés de la guerre froide était produit dans les mines et usines de concentration de Gunnar et de Lorado (ainsi que dans plusieurs autres mines plus petites) dans le nord de la Saskatchewan. À l’époque, ces mines étaient exploitées en vertu d’une réglementation provinciale qui n’exigeait pas un déclassement des sites au niveau que l’on attendrait aujourd’hui. Par conséquent, les impacts environnementaux sur les sols et les lacs de ces régions doivent être corrigés. De plus, étant donné que les entreprises du secteur privé qui exploitaient ces mines n’existent plus, ces sites abandonnés sont devenus la responsabilité du gouvernement provincial.

En septembre 2006, les gouvernements du Canada et de la Saskatchewan ont conclu un protocole d’entente en vertu duquel le Canada fournirait jusqu’à 12,3 millions de dollars pour aider la province à remettre ces sites en état. En 2007, la Saskatchewan a conclu un contrat avec le Saskatchewan Research Council (SRC) pour gérer le programme de remise en état. L’évaluation environnementale du projet de remise en état du site de la mine et de l’usine de concentration d’uranium de Gunnar a commencé le 15 juin 2007 et un énoncé des incidences environnementales (EIE) a été présenté aux fins d’examen par la CCSN en janvier 2011. Un EIE révisé a été présenté aux fins d’examen en mars 2013 et la CCSN a délivré en janvier 2015 un permis d’une durée de dix ans. Les travaux de remise en état ont commencé en 2017 et se poursuivront jusqu’à la fin de 2025. Le site de gestion des résidus de Lorado est actuellement remis en état par le gouvernement de la Saskatchewan, par l’intermédiaire du SRC, aux termes d’un permis pour dix ans délivré en 2013 par la CCSN. La majorité des activités de remise en état ont été achevées en 2016; le site passe maintenant à la phase de surveillance à long terme.

K.4 Coopération internationale

K.4.1 Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires

Le Canada est signataire du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. En vertu de ce traité, le Canada a signé l’Accord entre le gouvernement du Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application des garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires, ainsi que le protocole additionnel à cet accord. Conformément à ces instruments juridiques, le Canada doit rendre compte et maintenir le contrôle de tout l’uranium, le thorium et le plutonium assujettis à des mesures mises en œuvre par l’AIEA pour vérifier que toutes les matières nucléaires déclarées sont utilisées à des fins pacifiques et qu’il n’y a pas de matières ou d’activités nucléaires non déclarées au Canada.

En conséquence de ces engagements, la plupart des matières nucléaires et de nombreuses installations nucléaires mentionnées dans ce rapport sont également assujetties aux modalités des accords relatifs aux garanties, conformément à la Convention commune. La CCSN est l’autorité gouvernementale désignée responsable de la mise en œuvre des exigences des accords de garanties au moyen du cadre de réglementation établi en vertu de la LSRN et de ses règlements.

K.4.2 Base de données sur les incidents et le trafic

La CCSN est le siège de l’équipe canadienne qui fait rapport à l’AIEA et contribue à la Base de données sur les incidents et le trafic (ITDB, de l’anglais Incident and Trafficking Database), qui répertorie les cas d’utilisation malveillante, de vol et de disparition ou de perte de matières nucléaires et autres matières radioactives. Cette équipe est située au sein de la Division de la sécurité nucléaire. La fiche d’information 2020 de l’AIEA sur l’ITDB²⁰ décrit comme suit la base de données :

« La Base de données sur les incidents et le trafic (ITDB) de l’AIEA aide le Secrétariat de l’AIEA, les États participants et certaines organisations internationales à améliorer la sécurité nucléaire. Le personnel de l’ITDB conserve une collection croissante de renseignements documentés, fournis par les États participants, sur les incidents impliquant le trafic illicite et d’autres activités non autorisées mettant en cause des matières nucléaires et autres matières radioactives. Ces renseignements sont diffusés par l’intermédiaire de l’AIEA aux États participants et à certaines organisations internationales. Les déclarations à l’ITDB se font sur une base volontaire. Au 31 décembre 2019, 139 États participaient au programme de l’ITDB. Les Comores ont rejoint l’ITDB en tant qu’État participant en 2019. L’ITDB reçoit des renseignements documentés sur les incidents confirmés, tels qu’ils sont déclarés par les États par l’intermédiaire de leurs points de contact officiellement désignés. Cette fiche d’information présente un résumé des incidents confirmés. » [traduction]

L’équipe canadienne de l’ITDB est composée d’un point de contact désigné, d’un point de contact suppléant désigné, ainsi que d’un administrateur de la sécurité nucléaire et de deux comptes d’accès provisoires pour le personnel. L’ITDB s’appuie fortement sur les incidents déclarés à l’agent de service de la CCSN, le Système d’information et de suivi des événements (SISE) de la CCSN, les contacts en matière de renseignement et les contacts avec les forces de l’ordre locales et nationales.

Le Canada demeure l’un des participants les plus actifs et les plus transparents au programme de l’ITDB, ayant déclaré 357 incidents. En moyenne, le Canada déclare environ 30 incidents à l’AIEA chaque année.

En 2018, l’équipe canadienne de l’ITDB a mis en place un programme de diffusion de l’information pour s’assurer que les rapports d’événements au Canada et ailleurs dans le monde soumis à l’ITDB soient partagés avec une liste restreinte de membres du personnel de la CCSN, d’autres ministères et les forces de l’ordre locales.

K.4.3 Collaboration internationale de la CCSN en matière de DGP

La CCSN fait partie de plusieurs groupes internationaux qui échangent des informations et des connaissances sur les DGP. L’un de ces groupes est le Forum des organismes de réglementation de DGP (FORDGP), dans le cadre duquel la CCSN rencontre chaque année d’autres organismes de réglementation pour en savoir plus sur leur processus d’autorisation des DGP, y compris les activités préalables à l’autorisation.

En outre, en tant que membre de l’AIEA, la CCSN œuvre dans plusieurs groupes de travail, dont :

• Groupe de travail du Projet international de démonstration de l’exploitation et de la sûreté à long terme des installations de stockage définitif des déchets radioactifs dans un dépôt géologique (GEOSAF Partie III)
• Groupe de travail sur l’utilisation des programmes de surveillance dans le développement sûr des installations de stockage définitif des déchets radioactifs dans un dépôt géologique
• Réseau d’installations de recherche souterraines pour le stockage définitif dans un dépôt géologique

En outre, la CCSN est membre du Groupe d’intégration pour le dossier de sûreté (IGSC, Integration Group for the Safety Case) de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN), qui relève de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE). Ce groupe de travail aide les pays membres à élaborer des dossiers de sûreté efficaces reposant sur une base scientifique et technique solide. Outre les aspects techniques à tous les stades de développement de la mise en œuvre des dépôts, le groupe offre également une plateforme de dialogue internationale entre les experts en sûreté pour y traiter des aspects de politique et de stratégie en matière du développement des dépôts.

La CCSN a conclu des accords bilatéraux avec l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire de la Suisse et l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire de la France, en vertu desquels les connaissances relatives aux DGP sont partagées dans les domaines pertinents, qui vont des activités préalables à l’autorisation et de délivrance de permis aux travaux de recherche.

La CCSN est un membre actif du projet DECOVALEX (Développement de modèles couplés et validation en fonction d’expériences), qui est une collaboration internationale en recherche et comparaison de modèles, lancée en 1992 pour faire progresser la compréhension et la modélisation des processus thermiques-hydrauliques-mécaniques-chimiques couplés dans les systèmes géologiques.

La CCSN participe également au Réseau durable d’expertise technique indépendante pour le stockage définitif des déchets radioactifs (SITEX II), qui est un forum pour les organismes de réglementation, les organismes de soutien technique et les groupes de la société civile intéressés par la sûreté de la gestion des déchets radioactifs.

K.5 Examens internationaux par les pairs

Le Canada a accueilli des examens internationaux par les pairs qui ont porté sur le combustible usé et les installations de gestion des déchets radioactifs et le Canada continuera de rechercher d’autres possibilités d’examen.

K.5.1 Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR)

En septembre 2019, la CCSN a accueilli une mission du SEIR de l’AIEA au Canada. L’objectif d’une mission du SEIR est d’évaluer l’infrastructure réglementaire de sûreté de l’État membre par rapport aux normes de sûreté de l’AIEA. Une mission du SEIR donne lieu à des constatations, qui comprennent des recommandations et des suggestions d’amélioration, ainsi que des bonnes pratiques.

Le Canada avait déjà accueilli une mission du SEIR en 2009 et l’équipe d’examen du SEIR avait alors déterminé que le Canada disposait d’un cadre de réglementation canadien mature et bien établi. Une mission de suivi a eu lieu en 2011 pour évaluer les progrès du Canada par rapport aux constatations de la mission du SEIR de 2009 et la réponse de la CCSN aux événements de Fukushima Daiichi, et pour examiner la réglementation du transport des substances nucléaires. L’équipe chargée de l’examen de suivi avait noté que la réponse de la CCSN aux événements de Fukushima avait été rapide, solide et exhaustive. Toutes les mesures proposées à la suite des missions d’examen par les pairs du SEIR en 2009 et 2011 ont été réalisées et closes.

La mission de 2019 portait sur toutes les activités et installations autorisées par la CCSN, y compris la réglementation des installations de gestion des déchets. Les seules exceptions étaient la préparation et l’intervention en cas d’urgence (module 10), thèmes couverts par la mission EPREV également tenue en 2019, et l’exposition médicale, qui relève de la compétence provinciale et territoriale au Canada.

La mission du SEIR en 2019 a confirmé que la CCSN dispose d’un cadre de réglementation solide et continue de garantir l’exploitation sûre des installations nucléaires au Canada. La mission menée au Canada a fourni des informations précieuses pour la CCSN et les autres parties intéressées. Un certain nombre de bonnes pratiques de la CCSN ont été reconnues et le SEIR a formulé à l’intention de la CCSN et d’autres ministères fédéraux des suggestions et des recommandations afin d’améliorer davantage la surveillance du secteur nucléaire au Canada, y compris le cadre de réglementation de la CCSN (voir la section K.2.1 sur la modernisation du cadre de réglementation en matière de déchets et de déclassement). La plupart des conclusions sont directement liées à la manière dont le Canada réglemente l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens et de protéger l’environnement, ce qui relève du mandat de la CCSN. Toutefois, quelques aspects des conclusions relèvent non pas de la CCSN, mais plutôt d’autres ministères fédéraux canadiens. Ces autres ministères comprennent RNCan, qui est le principal ministère responsable de l’élaboration et de la mise en œuvre de la politique fédérale en matière d’énergie nucléaire, et Santé Canada, qui est chargé de promouvoir et de protéger la santé des Canadiens contre les risques liés à l’exposition aux sources naturelles et artificielles de rayonnement ionisant dans les milieux de vie, de travail et de loisir.

Le Rapport final de la mission du SEIR de l’AIEA au Canada est disponible à iaea.org/sites/default/files/documents/review-missions/irrs_canada_2019_final_report.pdf (en anglais).

La CCSN a élaboré un plan d’action pour donner suite aux constatations de la mission du SEIR en 2019. Le 18 février 2020, la CCSN a communiqué publiquement la réponse du Canada concernant chaque recommandation, suggestion et bonne pratique. Les mesures comprennent l’élaboration et la mise à jour de certains documents d’application de la réglementation de la CCSN, ainsi que la révision, par RNCan, de sa politique actuelle en matière de déchets radioactifs et l’examen des moyens permettant de l’améliorer, afin de rendre tangibles les principes énoncés dans la Politique-cadre en matière de déchets radioactifs, qui comprennent l’établissement d’une stratégie connexe. Le plan d’action est disponible à suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/international-cooperation/irrs/canada-response-irrs-2019.

Les mesures énumérées dans la réponse du Canada au rapport du SEIR de 2019 démontrent l’engagement du Canada à donner suite aux constatations de cette mission. Ces mesures serviront à déterminer si les recommandations et les suggestions ont été pleinement prises en compte avant la mission de suivi du SEIR.

La CCSN continuera de partager les progrès réalisés dans le cadre des initiatives d’amélioration continue qui résultent de la mission du SEIR de 2019, et ce de manière ouverte et transparente. Conformément aux meilleures pratiques internationales, une mission de suivi sera organisée dans un délai de quatre ans pour évaluer les progrès réalisés par le Canada à l’égard des conclusions et des améliorations recommandées par l’équipe d’examen.

K.5.2 Examen de l’état de préparation aux situations d’urgence

Du 3 au 13 juin 2019, l’AIEA a effectué une mission EPREV à la demande du gouvernement du Canada, faisant du Canada le premier pays du G7 à demander une mission EPREV et soulignant son engagement à protéger la santé et la sécurité des Canadiens. Cette mission a porté sur la préparation aux urgences pouvant découler d’événements dans des installations de catégorie I, selon la définition donnée dans la prescription générale de sûreté de l’AIEA Préparation et conduite des interventions en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique (GSR part 7), ce qui comprend les urgences survenant dans les centrales nucléaires, indépendamment des événements qui en sont à l’origine.

L’AIEA a reconnu que le Canada s’appuie sur plusieurs bonnes pratiques qui vont au-delà des attentes des normes de sûreté de l’AIEA et a formulé quelques recommandations et suggestions afin de renforcer la préparation et l’intervention en cas d’urgence.

Cette mission de l’AIEA a conclu que le gouvernement du Canada doit être félicité pour son système de préparation et d’intervention en cas d’urgence, bien développé et mature, mis en place à tous les paliers de gouvernement. Ce système, conforme à la Constitution et au régime de gouvernance du Canada, délègue le leadership en matière de préparation et d’intervention en cas d’urgence dans les centrales nucléaires principalement aux autorités de l’Ontario et du Nouveau-Brunswick, les deux provinces où sont situées les centrales nucléaires en exploitation au Canada. Le gouvernement fédéral assume un rôle de soutien, à la demande des provinces et dans les domaines de compétence fédérale exclusive.

Le gouvernement et la Nuclear Insurance Association of Canada ont été félicités pour avoir mis au point un processus rationalisé de présentation et de traitement rapide des demandes d’indemnisation après une urgence nucléaire ou radiologique, y compris une plateforme Web entièrement accessible.

Le Canada a également été félicité pour sa mise en œuvre des normes de sûreté de l’AIEA dans l’ensemble de son programme de préparation et d’intervention en cas d’urgence, et pour les avoir dépassées dans certains cas. De plus, en accueillant une mission EPREV, le gouvernement canadien a pris la tête des pays développés ayant des programmes nucléaires matures en se prévalant du service d’examen EPREV de l’AIEA.

Le Canada continue de travailler avec l’AIEA pour améliorer ses arrangements nationaux de préparation et d’intervention en cas d’urgence et a élaboré un plan d’action pour mettre en œuvre les recommandations et les suggestions du rapport de la mission de l’AIEA. En outre, le Canada s’est engagé à inviter l’AIEA à effectuer une mission EPREV de suivi pour examiner la mise en œuvre de ces recommandations.

L’examen comprenait une recommandation invitant le gouvernement du Canada à documenter et élaborer pleinement les rôles, responsabilités et arrangements en matière de gestion sûre des déchets radioactifs hors site à la suite d’une urgence. En réponse à cette recommandation, le plan d’action du Canada prévoit la création d’un groupe de travail national sur la gestion des déchets, la définition des rôles et des responsabilités et l’élaboration d’accords officiels pour la gestion des déchets radiologiques hors site.

Le rapport complet de la mission EPREV de l’AIEA est disponible à iaea.org/node/51147.

La réponse du Canada au rapport de la mission EPREV est disponible à canada.ca/fr/sante-canada/services/securite-et-risque-pour-sante/radiation/urgences-radiologiques-nucleaires/comment-canada-prepare/mission-examen-etat-preparation-situations-urgence-agence-internationale-energie-atomique-canada-juin-2019/reponse-canada.html.

K.5.3 Service consultatif international sur la protection physique

Le Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP) a été créé par l’AIEA en 1995. Ce service est un élément essentiel des efforts de l’AIEA en vue d’aider ses États membres à établir et à maintenir un régime de sécurité nucléaire national efficace pour prévenir le retrait non autorisé de matières nucléaires et d’autres matières radioactives ainsi que le sabotage des installations nucléaires, d’autres installations connexes et des matières pendant leur transport. Le SCIPP remplit cette fonction, mais il reconnaît que la responsabilité ultime de protection physique incombe à l’État membre.

En octobre 2015, le Canada a accueilli une mission du SCIPP de l’AIEA. La mission au Canada a été couronnée de succès et, selon le rapport final de l’équipe de l’AIEA, le Canada est doté d’un régime de sécurité nucléaire mature et rigoureux. Dans le cadre de la mission du SCIPP au Canada, l’installation de stockage à sec du combustible usé Western (à l’IGD Western) d’OPG a été examinée. Le rapport comprenait trois recommandations, 30 suggestions et 21 bonnes pratiques. La CCSN a choisi de donner suite aux recommandations et aux suggestions par le biais de son Plan harmonisé. Un plan d’action officiel de la direction concernant la mission du SCIPP a été approuvé et les résultats ont été assignés aux experts en la matière de la CCSN qui leur ont donné suite tout au long de la période de référence. Les bonnes pratiques mentionnées ont été partagées avec les diverses parties intéressées, mais n’ont pas été abordées dans le Plan d’action de la direction. Le rapport du SCIPP de l’AIEA est disponible à suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/emergency-management-and-safety/index.

Les titulaires de permis qui ont participé à la mission (Bruce Power, OPG, Nordion, Université McMaster) et leurs pairs du secteur nucléaire œuvrant dans des installations nucléaires à sécurité élevée ont été informés des constatations de la mission du SCIPP. Le personnel de la CCSN a fourni de l’orientation sur la façon de traiter chaque constatation pouvant avoir des incidences sur les installations autorisées. La CCSN a également encouragé les titulaires de permis qui ont participé à la mission à partager cette information avec leurs pairs à des fins de comparaison.

La CCSN entend inviter une mission de suivi du SCIPP après la publication du Règlement sur la sécurité nucléaire révisé.

K.6 Ouverture et transparence

Le public canadien peut consulter une page Web dédiée à la Convention commune qui offre l’accès à tous les rapports nationaux précédents du Canada, à suretenucleaire.gc.ca/fra/resources/publications/reports/jointconvention/index. Le Canada publie également les réponses aux questions qui lui sont posées au sujet de chaque rapport, ainsi que les présentations faites lors des réunions d’examen. De plus, la page Web du Canada offre des renseignements sur la Convention commune de l’AIEA et comprend un lien vers la page Web de la Convention commune.

Afin de renforcer l’ouverture et la transparence, les mises à jour de la page Web du Canada sur la Convention commune sont signalées de manière proactive au public. Lorsqu’un nouveau rapport national est publié, le Canada diffuse un communiqué et envoie un avis de publication à une liste de distribution comptant environ 2 000 membres des médias et du public. Il utilise également les médias sociaux pour diffuser de l’information publique, effectuant des annonces régulières au sujet des publications connexes affichées sur les comptes Facebook et Twitter de la CCSN. Le Canada communique aussi régulièrement avec le public sur les médias sociaux pour faire le point sur les réunions d’examen et offrir des renseignements sur les activités à venir liées à la Convention commune.

Lors de la sixième réunion d’examen de la Convention commune, le Canada a reçu une mention de « bonne pratique » pour son engagement en faveur de l’ouverture et de la transparence en fournissant la possibilité au public d’intervenir lors des rapports annuels de surveillance réglementaire, indépendamment des processus d’autorisation.

La Commission rend ses décisions de manière équitable et transparente, en s’appuyant sur des règles de procédure claires. La Commission tient compte des opinions, des préoccupations et des recommandations du personnel de la CCSN, des parties intéressées et des intervenants lorsqu’elle établit ses politiques réglementaires, prend des décisions d’autorisation et met en œuvre des programmes.

Les audiences publiques – avec mémoires seulement ou avec présentations orales et écrites – constituent la principale occasion pour le public de participer au processus d’autorisation. Le personnel de la CCSN est présent à toutes les audiences publiques pour conseiller la Commission et lui faire des recommandations.

En plus des audiences publiques, la Commission tient des réunions publiques. La Commission diffuse avant chaque réunion un avis dans lequel elle invite la participation du public. La possibilité d’intervenir sur des points particuliers d’une réunion est déterminée par la Commission au cas par cas. Les réunions sont diffusées en direct sur le Web et une transcription écrite ainsi qu’une webdiffusion archivée sont ensuite publiées sur le site Web externe de la CCSN. Les procès-verbaux des réunions sont approuvés par les commissaires et affichés sur le site Web externe de la CCSN. Pour de plus amples renseignements, se reporter à la section E.3.1.3.1.

Enfin, tous les trois ans, RNCan recueille, compile et analyse les données liées aux inventaires de déchets radioactifs au Canada. Les données actualisées sont publiées dans le rapport triennal du Sommaire des stocks, qui donne un aperçu de la production, de l’accumulation et des prévisions relatives aux déchets radioactifs au Canada en fonction des quatre catégories de déchets. Certains renseignements et extraits des rapports nationaux du Canada ont été utilisés pour préparer ce document. RNCan fournit également ces données à la base de données de l’AIEA sur la gestion des déchets radioactifs, qui assure le suivi des DRFMA dans le monde entier.

K.6.1 Projets de collaboration

La CCSN travaille en collaboration avec un certain nombre d’autres organismes nationaux et internationaux. Au niveau national, le mandat de la CCSN est clairement défini dans la LSRN, qui spécifie que les activités de réglementation nucléaire sont une responsabilité fédérale. Cependant, dans des domaines comme la sécurité, la préparation aux situations d’urgence et l’exploitation minière, les ministères provinciaux ou d’autres ministères fédéraux ont des responsabilités législatives parallèles ou complémentaires.

En outre, pour remplir les obligations internationales du Canada, la CCSN collabore avec divers organismes, notamment ses homologues d’autres pays et Affaires mondiales Canada, pour s’assurer que la coopération nucléaire est conforme aux termes des accords internationaux et au régime de non-prolifération.

La coopération et la participation de la CCSN avec les organisations internationales s’étendent à l’AIEA et à l’AEN de l’OCDE. Le rôle de la CCSN est de promouvoir les intérêts canadiens et d’évaluer les recommandations, normes et guides internationaux en vue de les intégrer au cadre de réglementation de la CCSN.

K.6.2 Activités de relations externes à la CCSN

La diffusion d’informations scientifiques, techniques et réglementaires liées aux activités nucléaires fait partie du mandat de la CCSN. Ces activités de relations externes ont pour but de démystifier la science nucléaire, de décrire le rôle de la CCSN à titre d’organisme de réglementation nucléaire du Canada et de mieux faire connaître la CCSN dans les collectivités de l’ensemble du pays. Les activités de relations externes de la CCSN visent également à ce que les activités et la gestion du régime de réglementation du nucléaire au Canada se fassent dans un esprit d’ouverture, de transparence et de communication.

Étant donné que la CCSN a une réputation d’organisation scientifique experte et impartiale dans le domaine de l’énergie nucléaire, elle a été invitée, plus que jamais, à prendre part à des activités et à des événements de relations externes et de mobilisation. L’organisation s’efforce aussi de faire participer les parties intéressées, le public et les communautés autochtones au processus de réglementation au moyen d’une variété de démarches appropriées de consultation.

Figure K.14 : Des membres du personnel de la CCSN présentent à des étudiants les principes fondamentaux du rayonnement

K.6.2.1 Définition de relations externes

Les relations externes sont constituées de la mise en œuvre d’activités permettant de sensibiliser les parties intéressées au moyen de forums interactifs ciblés. Ces activités sont conçues pour renseigner le public, les titulaires de permis et d’autres parties intéressées à propos d’un point ou d’un sujet précis. Les relations externes permettent à la CCSN de s’acquitter de son mandat visant à informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique, ou en ce qui concerne la réglementation. Ces activités comprennent :

• les rencontres avec les représentants de municipalités et de groupes communautaires
• les interactions avec le public
• les audiences publiques de la Commission, particulièrement lorsqu’elles se tiennent dans une collectivité locale
• les rencontres avec des titulaires de permis sur des questions particulières autres que les permis – telles que les réunions trimestrielles avec l’Association nucléaire canadienne ou le Groupe consultatif sur le recouvrement des coûts
• les allocutions du président, des cadres supérieurs et du personnel à divers séminaires et réunions de parties intéressées
• la participation à des conférences et rencontres internationales et nationales
• les rencontres proactives avec les représentants des médias
• les consultations aux fins des évaluations d’impact
• les médias sociaux

Figure K.15 : Activités de relations externes de la CCSN avec des étudiants

K.6.2.2 Définition de mobilisation

La mobilisation constitue un moyen de faire participer les parties intéressées aux questions clés. Il s’agit de fournir de l’information, de comprendre les préoccupations et de trouver des solutions grâce à la collaboration entre la CCSN et les parties intéressées. La mobilisation nécessite un dialogue bidirectionnel continu et soutenu.

K.6.2.3 Définition de consultation

La consultation constitue un moyen de faire participer les parties intéressées au processus de réglementation. Les consultations permettent à la CCSN de recevoir des commentaires formulés par des personnes ou des groupes à propos de certains projets, politiques ou programmes susceptibles de les toucher directement ou présentant un grand intérêt pour eux.

K.6.2.4 Mobilisation des Autochtones

La CCSN cherche des occasions de collaborer avec les peuples autochtones afin de comprendre les préoccupations qu’ils peuvent avoir en ce qui concerne le secteur nucléaire et d’assurer une réglementation sûre et efficace de l’énergie et des matières nucléaires.

En tant que représentante de la Couronne, la CCSN est tenue de s’acquitter de son obligation légale de consulter et, le cas échéant, de prendre les mesures d’adaptation qui s’imposent à l’égard des peuples autochtones lorsque ses décisions pourraient avoir des effets néfastes sur leurs droits ancestraux ou issus de traités, potentiels ou établis, en vertu de l’article 35 de la Loi constitutionnelle de 1982.

L’approche de la CCSN en matière de consultation des Autochtones comprend des engagements à respecter l’honneur de la Couronne en partageant l’information, en établissant des relations, en favorisant la réconciliation et en respectant son obligation de consulter en vertu de la common law. La CCSN favorise une approche pangouvernementale coordonnée pour améliorer l’efficience et l’efficacité du processus de consultation.

La CCSN ne peut pas déléguer son obligation, mais elle peut assigner des aspects procéduraux du processus de consultation aux titulaires de permis et aux promoteurs, le cas échéant. Dans bien des cas, les titulaires de permis sont les mieux placés pour recueillir des renseignements et proposer toute mesure supplémentaire qui s’impose. Les renseignements recueillis et les mesures proposées par les titulaires de permis et les promoteurs pour éviter, atténuer ou compenser les effets négatifs peuvent être utilisés par la CCSN pour remplir ses obligations de consultation et dans ses efforts de réconciliation.

Pour de plus amples renseignements sur l’approche de la CCSN à l’égard des consultations et de la mobilisation des Autochtones, consulter le REGDOC-3.2.2 de la CCSN, Mobilisation des Autochtones, version 1.1.

Figure K.16 : Présentation donnée par le personnel de la CCSN aux membres d’une collectivité

K.6.3 Exigences de la CCSN relatives aux programmes d’information publique

Le REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques, établit les exigences réglementaires de la CCSN concernant la divulgation et l’information publiques à l’intention des demandeurs et des titulaires de permis. Un programme d’information publique comprend un protocole de divulgation publique concernant les événements et les développements qui touchent les installations et/ou activités des demandeurs ou titulaires de permis. Ce REGDOC explique aussi comment les demandeurs et les titulaires de permis peuvent satisfaire aux exigences réglementaires, en fournissant des renseignements explicatifs, de l’information sur le processus et les procédures et des exemples de bonnes pratiques actuellement en vigueur dans le secteur nucléaire. Ce REGDOC a également pour but d’aider le personnel de la CCSN à évaluer le programme d’information publique, ainsi que le protocole de divulgation qui s’y rattache, pour l’obtention d’un nouveau permis de la CCSN, le renouvellement d’un permis existant ou la vérification de la conformité.

Ce document d’application de la réglementation s’applique à l’ensemble des installations nucléaires de catégorie I et à toutes les mines et usines de concentration d’uranium. Il s’applique également aux installations de catégorie II qui sont tenues d’élaborer et de mettre en œuvre un programme d’information et de divulgation publiques comme condition de leur permis.

L’objectif principal du programme d’information publique, en lien avec les activités autorisées, consiste à s’assurer que l’information sur la santé et la sécurité des personnes, l’environnement et d’autres sujets associés au cycle de vie des installations nucléaires est efficacement communiquée au public. De plus, si le public manifeste un intérêt de savoir, le programme doit inclure un engagement et un protocole de communication continue et opportune pour fournir des renseignements sur l’installation autorisée pendant la période du permis.

La CCSN s’attend à ce que le programme d’information publique et le protocole de divulgation publique du titulaire de permis correspondent à la perception du public en ce qui a trait au risque et à son niveau d’intérêt à l’égard des activités autorisées. Cette perception peut être influencée par la complexité du cycle de vie et des activités de l’installation nucléaire, ainsi que par les risques que l’installation et les activités pourraient poser pour la santé et la sécurité des personnes et pour l’environnement.

Bibliographie

[1]  UNSCEAR. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation. Rapport 2017 du Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants à l’Assemblée générale, avec des annexes scientifiques. Nations Unies, New York, 2017.

[2]  OZAKA, K., SHIMIZU, Y., SUYAMA, A., et al. Studies of the mortality of atomic bomb survivors, Report 14, 1950-2003: an overview of cancer and non-cancer diseases. Radiat Res 2012; 177(3):229-243. Un erratum publié apparaît dans Radiat Res 2013; 179: e40-e41, 2012.

[3]  EIDEMÜLLER, M., JACOB, P., LANE, R.S.D., FROST, SE. et L.B. ZABLOTSKA. Lung Cancer Mortality (1950-1999) among Eldorado Uranium Workers: A Comparison of Models of Carcinogenesis and Empirical Excess Risk Models. PLOS ONE 7(8): e41431, 2012.

[4]  LANE, R.S.D., THOMPSON, P., ILIN, M., PHANEUF, M., BURTT, J. et P. REINHARDT. Use of a Weight of Evidence Approach to Determine the Likelihood of Adverse Effects on Human Health from the Presence of Uranium Facilities in Port Hope, Ontario. Journal of Environmental Protection 2: 1149-1161, 2011.

[5]  LANE, R.S.D., TOMÁŠEK, L., ZABLOTSKA, L.B. et al. Low radon exposures and lung cancer risk: joint analysis of the Czech, French, and Beaverlodge cohorts of uranium miners. Int Arch Occup Environ Health 92, 747-762 (2019).

[6]  LANE, R.S.D., DAGHER, E., BURTT, J, et P.A. THOMPSON. Radiation Exposure and Cancer Incidence (1990 to 2008) around Nuclear Power Plants in Ontario, Canada. Journal of Environmental Protection 4:888-913, 2013.

[7]  LANE, R.S.D., FROST, S.E., HOWE, G.R. et L.B. ZABLOTSKA. Mortality (1950-1999) and cancer incidence (1969-1999) in the cohort of Eldorado uranium workers. Radiation Research 174(6):773-85, 2010.

[8]  NAVARANJAN, G., BERRIAULT, C., DO. M., et al. Cancer incidence and mortality from exposure to radon progeny among Ontario uranium miners. Occupational and Environmental Medicine 2016; 73:838-845.

[9]  ZABLOTSKA, L.B., LANE, R.S.D. et S.E. FROST. Mortality (1950-1999) and cancer incidence (1969-1999) of workers in the Port Hope cohort study exposed to a unique combination of radium, uranium and gamma-ray doses. British Medical Journal Open 3: e002159, 2013.

[10] ZABLOTSKA, L.B., LANE, R.S.D. et P. THOMPSON. A reanalysis of cancer mortality in Canadian nuclear workers (1956-1994) based on revised exposure and cohort data. Br J Cancer 110, 214-223 (2014a).

[11] ZABLOTSKA, L.B., LANE, R.S.D., FROST, S.E. et P. THOMPSON. Leukemia, lymphoma and multiple myeloma mortality (1950-1999) and incidence (1969-1999) in the Eldorado uranium workers cohort. Environmental Research 130: 13-50, 2014b.

[12] ZABLOTSKA, L.B., FENSKE, N., SCHENELZER, M., ZHIVINS, S., LAURIER, D. et M. KREUZER. Analysis of mortality in a pooled cohort of Canadian and German uranium processing workers with no mining experience. International Archives of Occupational and Environmental Health 91, 91-103, 2018.

[13] CHEN, J., MOIR, D., LANE, R.S.D. et P. THOMPSON. An ecological study of cancer incidence in Port Hope, Ontario from 1992 to 2007. Journal of Radiological Protection 33: 227-242, 2013.

[14] ZIELINSKI, J.M., GARNER, M.J., BAND, P.R., et al. Health outcomes of low-dose ionizing radiation exposure among medical workers: a cohort study of the Canadian national dose registry of radiation workers. Int J Occup Med Environ Health. 2009; 22:149-56.

[15] UNSCEAR. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation. Rapport 2008 du Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants à l’Assemblée générale, avec des annexes scientifiques. Nations Unies, New York, 2008.

[16] VILLENEUVE, P.J., LANE, R.S.D. et H.I. MORRISON. Coronary heart disease mortality and radon exposure in the Newfoundland fluorspar miners’ cohort, 1950-2001. Radiat Environ Biophys 46, 291-296, 2007.

[17] SUTHERLAND, J.K. Health Aspects of High-Level Radioactive Wastes. Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN), Nouveau-Brunswick, Canada, 2003 nwmo.ca/~/media/Site/Files/PDFs/2015/11/09/12/54/551_32_NWMO_background_paper.ashx?la=en.

[18] OPG. OPG’s Deep Geologic Repository Project for Low- and Intermediate-Level Waste. Environmental Impact Statement Summary. Ontario Power Generation, mars 2013

[19] LEISS, W. Stigma and the Stigmatization of Place: A Paper commissioned by the Canadian Nuclear Safety Commission (offert gratuitement en ligne), 2013.

[20] Agence internationale de l’énergie atomique, IAEA Incident and Trafficking Database (ITDB) 2020 Fact Sheet, publiée le 20 janvier 2020, iaea.org/sites/default/files/20/02/itdb-factsheet-2020.pdf.

Annexe 1 – Documents d’application de la réglementation de la
Commission canadienne de sûreté nucléaire

La liste des documents d’application de la réglementation de la CCSN publiés depuis la dernière réunion d’examen figure au tableau 1.1.

Tableau 1.1 : Documents d’application de la réglementation de la CCSN publiés depuis la sixième réunion d’examen

Document	Titre du document	Date de publication
REGDOC-1.1.1	Évaluation et préparation de l’emplacement des nouvelles installations dotées de réacteurs	Juillet 2018
REGDOC-1.1.2	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire	Août 2019
REGDOC-1.1.3	Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire	Septembre 2017
REGDOC-1.1.5	Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires	Août 2019
REGDOC-1.5.1	Guide de présentation d’une demande : Homologation des appareils à rayonnement ou de l’équipement réglementé de catégorie II	Avril 2018
REGDOC-1.6.1	Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement, version 2	Mai 2017
REGDOC-2.1.1	Système de gestion	Mai 2019
REGDOC-2.1.2	Culture de sûreté	Avril 2018
REGDOC-2.2.1	Facteurs humains	Mars 2019
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires	Septembre 2019
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, version 2	Décembre 2017
REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome III : Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire	Septembre 2018
REGDOC-2.2.5	Effectif minimal	Avril 2019
REGDOC-2.4.3	Sûreté-criticité nucléaire	Février 2019
REGDOC-2.5.1	Considérations générales liées à la conception : Facteurs humains	Mars 2019
REGDOC-2.5.4	Conception des mines et des usines de concentration d’uranium : Systèmes de ventilation	Mars 2018
REGDOC-2.5.5	Conception des installations de gammagraphie industrielle	Mars 2018
REGDOC-2.5.7	Conception, essais et rendement des appareils d’exposition	Août 2017
REGDOC-2.6.1	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires	Août 2017
REGDOC-2.6.2	Programmes d’entretien des centrales nucléaires	Août 2017
REGDOC-2.7.3	Lignes directrices sur la radioprotection pour la manipulation sécuritaire des dépouilles	Juin 2018
REGDOC-2.8.1	Santé et sécurité classiques	Juillet 2019
REGDOC-2.11	Cadre pour la gestion des déchets radioactifs et le déclassement au Canada	Décembre 2018
REGDOC-2.11.1	Gestion des déchets, tome II : Gestion des stériles des mines d’uranium et des résidus des usines de concentration d’uranium	Novembre 2018
REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée, tome I : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire, version 2	Septembre 2018
REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée, tome II : Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique	Avril 2018
REGDOC-2.12.3	La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III, version 2	Juin 2019
REGDOC-2.13.1	Garanties et comptabilité des matières nucléaires	Février 2018
REGDOC-2.13.2	Importation et exportation, version 2	Avril 2018
REGDOC-2.14.1	Emballage et transport, tome II : Conception d’un programme de radioprotection pour le transport des substances nucléaires	Novembre 2018
REGDOC-3.1.2	Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium	Janvier 2018
REGDOC-3.1.3	Exigences relatives à la production de rapports pour les titulaires de permis de déchets de substances nucléaires, les installations nucléaires de catégorie II et les utilisateurs d’équipement réglementé, de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement	Mars 2020
REGDOC-3.2.1	L’information et la divulgation publiques	Mai 2018
REGDOC-3.2.2	Mobilisation des Autochtones, version 1.1	Août 2019
REGDOC-3.5.1	Diffusion de l’information : Processus d’autorisation des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, version 2	Mai 2017
REGDOC-3.5.2	Conformité et application de la loi, tome II : Ordres donnés en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires	Décembre 2019
REGDOC-3.5.3	Principes fondamentaux de réglementation	Août 2018
REGDOC-3.5.4	Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation	Novembre 2018
REGDOC-3.6	Glossaire de la CCSN	Décembre 2019

Les projets de documents d’application de la réglementation en date du mois de mars 2020 sont énumérés au tableau 1.2. Les projets de documents sont en cours d’élaboration par le personnel de la CCSN, ont été publiés afin de recueillir les commentaires des parties intéressées externes, ou sont en cours de révision pour intégrer les commentaires reçus pendant les consultations. Pour la liste complète des documents d’application de la réglementation et pour connaître l’état d’avancement des projets de documents d’application de la réglementation énumérés au tableau 1.2, veuillez consulter le site Web de la CCSN à suretenucleaire.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents/index

Tableau 1.2 : Projets de documents d’application de la réglementation en cours au mois de mars 2020

Document	Titre du document	État d’avancement
REGDOC-1.2.1	Orientation sur la caractérisation des emplacements de dépôts géologiques en profondeur	En cours d’élaboration
REGDOC-1.4.1	Guide de présentation d’une demande de permis : Installations nucléaires et équipement réglementé de catégorie II	En cours d’élaboration
REGDOC-1.6.2	Élaboration et mise en œuvre d’un programme de radioprotection efficace pour les permis de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement	En cours d’élaboration
REGDOC-2.2.3	Accréditation du personnel : Examens d’accréditation initiale	En cours d’élaboration
REGDOC-2.7.1	Radioprotection	En cours d’élaboration
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome I : Détermination de la dose professionnelle	En cours d’élaboration
REGDOC-2.7.2	Dosimétrie, tome II : Exigences techniques et relatives au système de gestion pour les services de dosimétrie	En cours d’élaboration
REGDOC-2.10.1	Gestion des urgences et protection-incendie, tome II : Cadre pour le rétablissement après une urgence nucléaire	En cours d’élaboration
REGDOC-2.10.2	Protection-incendie	En cours d’élaboration
REGDOC-2.11.1	Gestion des déchets, tome I : Gestion des déchets radioactifs	En cours d’élaboration
REGDOC-2.11.1	Gestion des déchets, tome III : Dossier de sûreté pour la gestion à long terme des déchets radioactifs, version 2	En cours d’élaboration
REGDOC-2.11.2	Déclassement	En cours d’élaboration
REGDOC-3.3.1	Garanties financières pour le déclassement des installations nucléaires et la cessation des activités autorisées	En cours d’élaboration

Annexe 2 – Les quatre directions générales de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

2.1 Direction générale de la réglementation des opérations

La Direction générale de la réglementation des opérations (DGRO) appuie la mission et le mandat de la CCSN. Pour ce faire, elle prend des décisions réglementaires finales ou formule des recommandations à l’intention de la Commission dans les domaines de l’autorisation, de l’accréditation, de l’homologation et de la réglementation des centrales nucléaires, des mines et usines de concentration d’uranium, des fabricants de combustible d’uranium, des installations de traitement, des installations de gestion des déchets, du traitement et du transport des substances nucléaires ainsi que des applications industrielles et médicales. La DGRO coordonne également la planification et la surveillance des activités opérationnelles de même que la production de rapports à cet égard et dirige la mise en œuvre du Plan harmonisé de la CCSN ainsi que la documentation du Système de gestion de la CCSN.

Cette direction générale se compose des directions et divisions suivantes :

• Direction de la réglementation du cycle et des installations nucléaires
  • Division du programme de réglementation des Laboratoires Nucléaires Canadiens
  • Division des installations de traitement nucléaires
  • Division des mines et des usines de concentration d’uranium
  • Division des déchets et du déclassement
• Direction de la réglementation des substances nucléaires
  • Division des installations de catégorie II et des accélérateurs
  • Division des permis de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement
  • Division de l’inspection des activités autorisées
  • Division des permis de transport et du soutien stratégique
• Direction de la réglementation des centrales nucléaires
  • Division du programme de réglementation de Bruce
  • Division du programme de réglementation de Darlington
  • Division du programme de réglementation de Gentilly-2/Point Lepreau
  • Division du programme de réglementation de Pickering
  • Division de l’autorisation et de la conformité intégrées des centrales nucléaires
• Direction de l’amélioration de la réglementation et de la gestion des projets majeurs
  • Division de la gestion interne de la qualité
  • Division de l’autorisation des nouvelles installations nucléaires majeures
  • Division de la coordination de la réglementation des opérations

2.2 Direction générale du soutien technique

La Direction générale du soutien technique (DGST) appuie la mission et le mandat de la CCSN. Pour ce faire, elle fournit leadership et expertise dans les domaines de la science et du génie nucléaires, de l’analyse de la sûreté, de la gestion de la sûreté, des facteurs humains, de la formation et de l’accréditation du personnel, de la radioprotection, de la protection environnementale, de la sécurité, de la gestion des urgences nucléaires, des garanties et de la non-prolifération des armes nucléaires.

Cela comprend :

• participer aux processus d’autorisation et de conformité établis pour le programme de réglementation de la CCSN, et les appuyer
• élaborer et tenir à jour des règlements et des documents d’application de la réglementation
• diriger les activités associées aux responsabilités de la CCSN en vertu de la LEI
• gérer les services de laboratoire de la CCSN et les services de dosimétrie autorisés
• accréditer le personnel qualifié des titulaires de permis
• superviser la mise en œuvre du Programme de gestion des urgences nucléaires de la CCSN
• autoriser l’importation et l’exportation des substances, matières et technologies nucléaires
• assurer la mise en œuvre efficace des accords relatifs aux garanties de l’AIEA au Canada et administrer les accords de coopération bilatéraux du Canada
• collaborer avec les parties intéressées au Canada et à l’étranger en échangeant des informations techniques et scientifiques

La DGST se compose des directions et divisions suivantes :

• Direction de l’évaluation et de l’analyse
  • Division de l’intégration des évaluations
  • Division de l’évaluation de la conception technique
  • Division de l’évaluation technique de l’exploitation
  • Division de la physique et du combustible
  • Division de la fiabilité et des études probabilistes de sûreté
  • Division du fonctionnement des réacteurs
  • Division de l’analyse thermohydraulique des réacteurs
  • Division de l’analyse des systèmes
• Direction de l’évaluation et de la protection environnementales et radiologiques
  • Division de l’évaluation environnementale
  • Division de l’évaluation des risques environnementaux
  • Division des sciences de la santé et de la conformité environnementale
  • Division des services de laboratoire
  • Division de la radioprotection
• Direction de la gestion de sûreté
  • Division du rendement humain et organisationnel
  • Division des systèmes de gestion
  • Division de l’accréditation du personnel
  • Division de l’évaluation des programmes de formation
• Direction de la sécurité et des garanties
  • Division des programmes de gestion des urgences
  • Division des garanties internationales
  • Division de la non-prolifération et des contrôles à l’exportation
  • Division de la sécurité nucléaire

2.3 Direction générale des affaires réglementaires

La Direction générale des affaires réglementaires de la CCSN est responsable de l’orientation stratégique et de l’exécution de la politique de réglementation de la CCSN, des communications et de la mobilisation des parties intéressées, de la planification stratégique, des relations internationales et des services au Comité de direction.

Cette direction générale se compose des directions et divisions suivantes :

• Direction de la politique de réglementation
  • Division du cadre de réglementation
  • Division de l’analyse de la politique de réglementation
• Direction des communications stratégiques
  • Division de la création, de la linguistique et des communications numériques
  • Division des communications organisationnelles et réglementaires
• Direction de la planification stratégique
  • Division de la planification interne
  • Division des politiques et des affaires autochtones et internationales
  • Division de la recherche et de l’évaluation en réglementation

2.4 Direction générale des services de gestion

La Direction générale des services de gestion est responsable des politiques et programmes relatifs à la gestion des finances, à l’administration, aux ressources humaines, à la technologie de l’information et à la gestion de l’information de la CCSN.

Cette direction générale se compose des directions et divisions suivantes :

• Direction des finances et de l’administration
  • Division de la gestion des contrats, des installations et de l’administration
  • Division de la sécurité interne
  • Division de la gestion financière et des contrôles internes
  • Division des rapports, de la comptabilité, des politiques et des systèmes financiers
• Direction des ressources humaines
  • Division de la planification des ressources humaines et du développement du talent
  • Division du mieux-être en milieu de travail, de la rémunération et du ressourcement
• Direction de la gestion et de la technologie de l’information
  • Division de l’architecture d’entreprise et de la mise en œuvre de solutions
  • Division de la prestation de services et des opérations de technologie de l’information
  • Division de la politique, de la planification et de la gestion de projet

Annexe 3 – Cadre des domaines de sûreté et de réglementation de la
Commission canadienne de sûreté nucléaire

Les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) sont les sujets techniques qu’utilise le personnel de la CCSN, dans l’ensemble des activités et des installations réglementées, afin d’évaluer, d’examiner et de vérifier les exigences réglementaires et le rendement, et d’en faire rapport. En fournissant une architecture et un langage communs, ces DSR permettent d’améliorer la compréhension et la communication au sein de la CCSN, de même qu’entre la CCSN et les titulaires de permis, la Commission et les autres parties intéressées. Les 14 DSR de la CCSN sont regroupés en trois domaines fonctionnels : Gestion, Installations et équipement, et Principaux processus de contrôle.

Les DSR ne limitent pas la CCSN dans la réalisation de ses activités de surveillance réglementaire. Il est possible d’ajouter d’autres sujets au besoin afin de fournir l’assurance d’une conformité satisfaisante.

Le tableau 3.1 présente la liste des domaines fonctionnels, de leurs DSR respectifs et des domaines particuliers propres à chaque DSR.

Tableau 3.1 : Domaines de sûreté et de réglementation

Domaine fonctionnel	Domaine de sûreté et de réglementation	Domaine particulier
Gestion	Système de gestion	Système de gestion
		Organisation
		Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
		Expérience en exploitation (OPEX)
		Gestion du changement
		Culture de sûreté
		Gestion de la configuration
		Gestion des documents
		Gestion des entrepreneurs
		Continuité des opérations
	Gestion de la performance humaine	Programme de performance humaine
		Formation du personnel
		Accréditation du personnel
		Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
		Organisation du travail et conception des tâches
		Aptitude au travail
	Conduite de l’exploitation	Réalisation des activités autorisées
		Procédures
		Rapport et établissement de tendances
		Rendement de la gestion des arrêts
		Paramètres d’exploitation sûre
		Gestion des accidents graves et rétablissement
		Gestion des accidents et rétablissement
Installation et équipement	Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté
		Analyse des dangers
		Étude probabiliste de sûreté
		Sûreté-criticité
		Analyse des accidents graves
		Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)
	Conception matérielle	Gouvernance de la conception
		Caractérisation du site
		Conception de l’installation
		Conception des structures
		Conception des systèmes
		Conception des composants
	Aptitude fonctionnelle	Aptitude fonctionnelle de l’équipement/performance de l’équipement
		Entretien
		Intégrité structurale
		Gestion du vieillissement
		Contrôle chimique
		Inspections et essais périodiques
Principaux processus de contrôle	Radioprotection	Application du principe ALARA
		Contrôle des doses des travailleurs
		Rendement du programme de radioprotection
		Contrôle des dangers radiologiques
		Dose estimée au public
	Santé et la sécurité classiques	Rendement
		Pratiques
		Sensibilisation
	Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
		Système de gestion de l’environnement
		Évaluation et surveillance
		Protection du public
		Évaluation des risques environnementaux
	Gestion des urgences et protection-incendie	Préparation et intervention en cas d’urgence classique
		Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
		Préparation et intervention en cas d’incendie
	Gestion des déchets	Caractérisation des déchets
		Réduction des déchets
		Pratiques de gestion des déchets
		Plans de déclassement
	Sécurité	Installations et équipement
		Arrangements en matière d’intervention
		Pratiques en matière de sécurité
		Entraînements et exercices
	Garanties et non-prolifération	Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
		Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
		Renseignements sur les opérations et la conception
		Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
		Importation et exportation
	Emballage et transport	Conception et entretien des colis
		Emballage et transport
		Enregistrement aux fins d’utilisation

Annexe 4 – Installations de gestion du combustible usé

4.1 Centrale nucléaire de Bruce

La municipalité de Kincardine (Ontario) est l’hôte du site nucléaire de Bruce, qui comprend deux centrales nucléaires : Bruce-A et Bruce-B. Bruce-A compte quatre réacteurs CANDU (tranches 1, 2, 3 et 4). À l’heure actuelle, toutes les tranches sont en exploitation. Bruce-B compte également quatre réacteurs CANDU (tranches 5, 6, 7 et 8). Les tranches 5, 7 et 8 sont actuellement exploitées. En 2020, la tranche 6 a été retirée du service en toute sûreté afin de procéder au remplacement de composants majeurs (RCM).

Bruce Power exploite les centrales nucléaires Bruce-A et Bruce-B aux termes d’un contrat de location conclu avec OPG. Le combustible usé déchargé des cœurs de réacteurs est entreposé dans les piscines de stockage du combustible usé de la centrale. Bruce Power est responsable des soins et de la garde du combustible usé pour le compte d’OPG, qui assume la propriété du combustible usé lorsqu’elle le reçoit dans ses piscines. Après au moins 10 ans de stockage en piscine, Bruce Power charge le combustible usé dans des CSS et OPG recueille et transfère les CSS chargés dans l’installation de stockage à sec du combustible usé sur place à son IGDW.

Figure 4.1 : Piscine de stockage du combustible usé de la centrale nucléaire de Bruce

4.2 Réacteur de recherche NRU des LCR

Le réacteur de recherche NRU est un réacteur hétérogène à neutrons thermiques, modéré et refroidi à l’eau lourde. D’abord conçu pour des grappes de combustible d’uranium naturel, il a été converti aux barres de combustible enrichi en 1964. La transition progressive vers le combustible d’UFE a débuté en 1991. L’exploitation du réacteur NRU a cessé le 31 mars 2018. Environ 30 bâtiments et structures connexes ainsi que l’installation principale du réacteur passeront à l’état de stockage sous surveillance d’ici 2021 et seront transférés au groupe de déclassement et de gestion des déchets.

Les barres de combustible usé sont d’abord entreposées dans des piscines remplies d’eau situées à l’intérieur du réacteur de recherche. Après un délai approprié visant à permettre la désintégration et le refroidissement, le combustible usé est transféré dans des silos verticaux souterrains de la ZGD B des LCR. Les silos verticaux souterrains servent également au stockage du combustible usé provenant du réacteur NRX mis à l’arrêt en 1992.

Figure 4.2 : Réacteur de recherche NRX des LCR

4.3 Zone de gestion des déchets B des LCR

Le combustible usé provenant de l’exploitation des réacteurs de recherche aux LCR est actuellement entreposé dans des structures cylindriques verticales en béton enfouies appelées silos verticaux souterrains. Ces silos se trouvent dans la ZGD B des LCR. Le combustible initialement chargé dans ces structures de stockage de 1963 à 1983 était constitué de combustibles prototypes de réacteur de recherche et incluait du combustible d’uranium métal dont la résistance à la corrosion est inférieure à celle des combustibles d’alliage modernes. Il s’agit d’environ 700 barres de combustible, prototypes et modèles de recherche, qui ont une masse totale d’environ 22 tonnes. Bien que ce combustible soit entreposé de manière sûre, la surveillance et l’inspection ont montré que le combustible et certains des conteneurs se corrodent.

Une installation de stockage à sec en surface destinée au réemballage, au séchage et à l’entreposage des combustibles usés hérités de réacteurs de recherche a été construite. Le dernier colis de combustible a été transféré à cette installation et séché au début de 2020. Ce nouveau système est situé dans un bâtiment d’emballage et d’entreposage de combustible de la ZGD B. Ce bâtiment abrite une station d’emballage et de séchage à vide, ainsi qu’une structure d’entreposage surveillée. Le conteneur de stockage existant, contenant encore son combustible, a été inséré dans un nouveau conteneur en acier inoxydable et séché avant d’être placé dans la structure de stockage surveillée. La structure sera conçue pour durer au moins 50 ans et fournira un entreposage temporaire sûr pour le combustible conditionné, jusqu’à ce qu’une installation de gestion à long terme soit disponible.

Depuis 1983, le combustible entreposé dans des silos verticaux souterrains aux LCR est plus résistant à la corrosion. Les installations continuent d’utiliser de tels silos dont la conception est sans cesse améliorée de manière à empêcher les infiltrations d’eau.

Figure 4.3 : Zone de gestion des déchets B des LCR

4.4 Zone de gestion des déchets G des LCR

La ZGD G des LCR, exploitée par les LNC, est une zone de stockage à sec du combustible usé comprenant des silos de béton comme ceux décrits à la section B.1.3.4.1. Le réacteur NPD était exploité par Ontario Hydro (maintenant OPG) de 1962 à 1987; il a été déclassé en 1987. Dans le cadre de son programme de déclassement, le combustible usé a été transféré dans des silos en béton situés dans la ZGD G des LCR. Le site compte, dans 12 CSS en béton, 68 grappes de combustible usé complètes et partielles en provenance des centrales de Bruce, de Pickering et de Douglas Point, ainsi que 4 886 grappes en provenance du réacteur NPD.

Il convient de noter que, au fur et à mesure que les LNC procèdent au déclassement des sites d’EACL et jusqu’à ce qu’un dépôt national soit disponible, on prévoit une consolidation aux fins de stockage du combustible usé aux LCR; des transferts en provenance des LW vers les LCR devraient débuter à la fin de 2020. Deux silos de béton ont été construits sur la plateforme de soutien en béton existante. Ils visaient à entreposer des déchets calcinés créés par le traitement des radioisotopes séparés dans la nouvelle installation de traitement des LCR, qui n’a jamais été achevée. Ces silos seront combinés à dix autres silos construits en 2019 pour recevoir le combustible usé actuellement entreposé aux LW.

Figure 4.4 : Zone de gestion des déchets G des LCR

4.5 Centrale nucléaire de Darlington

La centrale nucléaire de Darlington, exploitée par OPG, compte quatre réacteurs CANDU. Elle est entrée en service commercial en 1990 et demeure en exploitation à ce jour. Après des années de planification rigoureuse, OPG a entrepris la réfection des quatre réacteurs du site de Darlington. La réfection en milieu de vie de cette installation permettra d’assurer la production d’énergie durant 30 années supplémentaires. La réfection de Darlington devrait s’achever d’ici 2026.

Le combustible usé produit à la centrale de Darlington est entreposé dans les piscines de stockage pendant au moins dix ans avant d’être transféré dans des CSS et envoyé à l’IGDD.

Figure 4.5 : Centrale de Darlington

4.6 Installation de gestion des déchets de Darlington

L’IGD de Darlington (figure 4.6) est située sur le site de Darlington. On y effectue l’entreposage sûr du combustible usé produit par la centrale jusqu’à son transport à une installation d’entreposage à long terme ou de stockage définitif.

L’IGDD actuelle est composée d’un bâtiment de traitement et de deux bâtiments d’entreposage conçus pour accueillir jusqu’à 500 CSS. Toutefois, l’installation est conçue pour offrir une capacité d’entreposage maximale de 676 000 grappes de combustible (environ 1 760 CSS) une fois que deux bâtiments d’entreposage supplémentaires auront été construits.

Le système de stockage à sec du combustible usé de Darlington est conçu de manière à transférer le combustible usé des piscines de la centrale de Darlington vers un CSS en béton doublé d’acier conçu par OPG. Avant d’être transféré à l’IGDD, chaque CSS chargé est drainé, sa cavité est séchée à vide et sa surface fait l’objet d’un contrôle afin d’y déceler toute contamination non fixée. On procède à la décontamination au besoin.

Lorsque le CSS chargé de combustible usé est reçu au bâtiment de traitement de l’IGDD, l’étrier de transfert est enlevé et le couvercle est soudé au corps du conteneur, ce qui le scelle. La soudure du couvercle est ensuite inspectée afin de déceler les imperfections. Le CSS est assujetti à un dernier séchage à vide et  remplissage à l’hélium. L’orifice de vidange est soudé et inspecté et un essai d’étanchéité à l’hélium est effectué.

Enfin, des retouches de peinture sont appliquées aux égratignures ou éraflures sur l’extérieur du conteneur. Les scellés de l’AIEA sont appliqués à chaque CSS avant son entreposage.

L’IGDD peut traiter environ 60 CSS (ou 23 040 grappes de combustible usé) par année. En décembre 2019, 664 CSS étaient entreposés à l’IGDD.

En 2019, OPG a déclaré le rejet dans l’air de 2 812 Bq de particules en provenance de l’IGDD et il n’y a eu aucun rejet dans l’eau déclaré. Ces rejets sont de plusieurs ordres de grandeur inférieurs aux LRD associées à l’IGDD, lesquelles sont dérivées de la limite de dose au public établie à 1 mSv/an.

Figure 4.6 : IGD de Darlington

4.7 Installation de gestion des déchets de Douglas Point

L’IGD de Douglas Point (figure 4.7) se trouve sur le site nucléaire de Bruce. Le prototype de réacteur de puissance CANDU de Douglas Point est entré en exploitation en 1968 et a été mis à l’arrêt définitivement après 17 ans de service. EACL est responsable du déclassement de Douglas Point et les travaux connexes sont maintenant exécutés par les LNC aux termes d’un modèle d’OGEE.

Le déclassement a débuté en 1986. Environ 22 256 grappes de combustible usé ont été transportées dans des silos en béton sur le site à la fin de 1987. Les résultats du programme d’échantillonnage de l’air des silos démontrent que l’état de stockage sous surveillance est sûr et que les rejets demeurent pratiquement nuls. Les résultats d’échantillonnage les plus élevés pour un silo donné en 2019 s’élevaient à moins de 0,563 Bq par filtre pour l’activité bêta brute et à moins de 0,029 1 Bq par filtre pour l’activité alpha brute. La surveillance permanente permet de confirmer que l’installation demeure en état de stockage sous surveillance sûr.

Figure 4.7 : Stockage du combustible à Douglas Point

4.8 Installation de gestion des déchets de Gentilly-1

La centrale nucléaire de Gentilly-1 est entrée en service en mai 1972. Elle a fonctionné à pleine puissance pendant deux courtes périodes cette même année, puis a été exploitée de façon intermittente pour un total de 183 jours équivalents pleine puissance jusqu’en 1978. EACL est responsable du déclassement de Gentilly-1 et les travaux connexes sont maintenant exécutés par les LNC aux termes d’un modèle d’OGEE.

En 1984, EACL a entrepris un programme de déclassement de deux ans au cours duquel 3 213 grappes de combustible usé ont été transférées dans des silos de stockage en béton. Les résultats du programme d’échantillonnage de l’air des silos démontrent que l’état de stockage sous surveillance est sûr et que les rejets demeurent pratiquement nuls. Les résultats d’échantillonnage les plus élevés pour un silo donné en 2019 s’élevaient à moins de 0,562 Bq par filtre pour l’activité gamma brute, à moins de 0,323 Bq par filtre pour l’activité bêta brute et à moins de 2 Bq par filtre pour l’activité alpha brute. La surveillance permanente permet de confirmer que l’installation demeure en état de stockage sous surveillance sûr.

Figure 4.8 : Vue interne de l’entreposage du combustible à Gentilly-1

4.9 Centrale nucléaire de Gentilly-2

Exploitée par Hydro-Québec, la centrale nucléaire de Gentilly-2 (figure 4.9) comprend un seul réacteur CANDU. Elle est entrée en service en 1982, l’exploitation commerciale ayant débuté en 1983. À la fin de 2012, Hydro-Québec a mis fin à son exploitation de Gentilly-2 afin de procéder à son déclassement.

Comme la centrale n’est plus exploitée, il n’y aura pas de combustible usé additionnel à stocker. Il y a actuellement 129 925 grappes de combustible usé en stockage sûr à la centrale. Le combustible usé est d’abord entreposé en piscine; à la suite d’une période de refroidissement appropriée d’au moins sept ans (ou six ans dans des conditions spécifiques), il est transféré à l’installation de stockage à sec. Le transfert en panier se fait directement à la piscine. Les paniers chargés sont ensuite transférés à un poste de travail blindé où le contenu est séché et le couvercle des paniers est soudé. Lorsque les travaux associés aux paniers sont achevés, ces derniers sont transportés dans une installation de stockage à sec du combustible usé sur le site d’Hydro-Québec.

Figure 4.9 : Centrale nucléaire de Gentilly-2

4.10 Installation de gestion des déchets de Gentilly-2

En exploitation depuis 1995, l’IGD de Gentilly-2 (figure 4.10) sert au stockage du combustible utilisé pendant l’exploitation de la centrale. Hydro-Québec a reçu l’autorisation de construire tous les modules MACSTOR requis pour le stockage de son combustible. À la fin de 2019, onze modules MACSTOR étaient en service. Chaque module MACSTOR peut recevoir 12 000 grappes de combustible usé.

Les paniers de stockage sont transférés au besoin, conformément aux exigences de planification du déclassement. Les transferts sont généralement effectués d’avril à octobre chaque année jusqu’en 2020. Hydro-Québec doit veiller en tout temps à ce que les débits de dose au périmètre de ses installations ne dépassent pas la limite autorisée de 2,5 µSv/h.

Figure 4.10 : Installation de stockage à sec du combustible usé de Gentilly-2

4.11 Réacteur nucléaire de recherche McMaster

Le réacteur nucléaire McMaster est un réacteur de type piscine avec un cœur d’UFE modéré et refroidi à l’eau légère. Il fonctionne à des puissances pouvant atteindre 5 MW. La conversion du combustible d’UHE au combustible d’UFE a eu lieu en 2006-2007. Le combustible d’UHE initial a été renvoyé à une installation autorisée de gestion du combustible usé aux États-Unis.

Le réacteur nucléaire McMaster est le seul réacteur canadien à flux moyen exploité en milieu universitaire. Les neutrons qu’il génère sont utilisés en physique nucléaire, en biologie, en chimie, en sciences de la terre, en médecine et en médecine nucléaire. Le combustible usé au réacteur nucléaire McMaster est entreposé en piscine jusqu’à ce qu’il puisse être expédié à une installation autorisée de gestion du combustible usé aux États-Unis.

Figure 4.11 : Piscine du réacteur nucléaire de recherche McMaster

4.12 Centrale nucléaire de Pickering

Pickering comprend deux centrales nucléaires, qui comptent quatre réacteurs CANDU. La première centrale (les tranches 1 à 4, anciennement appelées Pickering-A) est entrée en service en 1971 et les tranches 1 et  4 demeurent en exploitation. Les tranches 2 et 3 ont été mises à l’arrêt en 1997 et mises en état de stockage sûr en septembre 2010.

La deuxième centrale (tranches 5 à 8, anciennement appelées Pickering-B) est entrée en service commercial en 1983 et demeure en exploitation à ce jour. OPG compte poursuivre l’exploitation de la centrale nucléaire de Pickering jusqu’en 2024.

Le combustible usé généré par les deux centrales de Pickering est entreposé dans des piscines de combustible usé pendant au moins dix ans avant d’être transféré à l’IGDP. Chacune des centrales compte une piscine de stockage du combustible usé principale et une piscine de stockage du combustible usé auxiliaire (014 et 058). Chaque piscine est remplie d’eau déminéralisée et est assortie d’échangeurs de chaleur, de filtres et de colonnes échangeuses d’ions visant à maintenir la température et la clarté de l’eau. Les piscines de stockage du combustible usé sont reliées au système de ventilation actif de la centrale aux fins de surveillance des émissions dans l’air.

Figure 4.12 : Piscines de stockage du combustible usé à la centrale nucléaire de Pickering

4.13 Installation de gestion des déchets de Pickering

Le bâtiment de traitement de l’IGDP d’OPG et les deux premiers bâtiments d’entreposage se trouvent à l’intérieur de la zone protégée du site de Pickering; les bâtiments d’entreposage 3 et 4 sont situés dans leur propre zone sécurisée sur le site de Pickering. En exploitation depuis 1996, l’installation sert principalement au stockage du combustible usé produit par les réacteurs de Pickering. On prévoit que l’IGDP sera en exploitation (recevant du combustible usé) pendant au moins dix ans après l’arrêt de la dernière tranche de Pickering. Le combustible demeurera entreposé sur le site jusqu’à son transfert à l’installation de stockage définitif à long terme de la SGDN.

L’aire de stockage à sec du combustible usé de l’IGDP comprend un bâtiment de traitement des CSS et quatre bâtiments de stockage. La capacité nominale de l’IGDP est d’environ 650 CSS ou 249 600 grappes de combustible dans les deux bâtiments de stockage existants de la zone de la phase I de l’IGDP. Une zone de la phase II de l’IGDP a été construite du côté est du site de Pickering, comme le montre la figure 4.13.
Le site de la phase II de l’IGDP contient actuellement deux bâtiments de stockage à sec de combustible usé (bâtiments de stockage 3 et 4) qui disposent d’une capacité nominale d’environ 500 CSS et de suffisamment d’espace pour contenir d’autres bâtiments de stockage. Les bâtiments de stockage des zones de la phase I et de la phase II auront en définitive, ensemble, une capacité d’au plus 3 000 CSS, soit suffisamment pour entreposer tout le combustible utilisé par le site de Pickering durant son exploitation. La zone de la phase II de l’IGDP dispose de sa propre zone protégée.

Le combustible usé est entreposé dans des conteneurs à double usage (c.-à-d., conteneur de stockage et colis de transport) en béton identiques à ceux actuellement utilisés à l’IGDD et à l’IGDW. Le traitement des CSS est également identique à celui aux IGDD et IGDW.

L’IGDP peut traiter environ 50 CSS, ou 19 200 grappes de combustible usé, par année. En décembre 2019, 1 000 CSS étaient entreposés à l’IGDP.

En 2019, OPG a déclaré des rejets dans l’air <1,76×10⁵ Bq particules en provenance du bâtiment de traitement des CSS de combustible usé en stockage à sec de l’IGDP. Les émissions totales dans l’eau en 2019 s’élevaient à 7,36×10⁷ Bq de tritium et à <2,98×10⁵ Bq d’activité bêta/gamma brute. Il convient de noter que les résultats de laboratoire pour l’activité bêta/gamma brute étaient inférieurs aux limites de détection. Ces rejets sont de plusieurs ordres de grandeur inférieurs aux LRD associées à l’IGDP, lesquelles sont dérivées de la limite de dose au public de 1 mSv/an. Il est important de noter, cependant, que les rejets de l’IGDP sont inclus dans les rejets totaux indiqués pour le site de Pickering (qui comprend six tranches de réacteurs CANDU en exploitation).

Figure 4.13 : IGD de Pickering

4.14 Centrale nucléaire de Point Lepreau

La centrale nucléaire de Point Lepreau, exploitée par Énergie NB, compte un seul réacteur CANDU. Elle est entrée en service en 1982. Elle fonctionne actuellement à pleine puissance, après une période d’arrêt pour une réfection majeure à l’automne 2012, qui devrait permettre l’exploitation de la centrale pendant encore 25 à 35 ans.

Figure 4.14 : Centrale nucléaire de Point Lepreau

4.15 Installation de gestion des déchets de Point Lepreau

Le combustible usé produit à la centrale de Point Lepreau est d’abord entreposé dans la piscine de combustible usé pendant au moins sept ans, puis transféré à l’installation de stockage à sec du combustible usé (figure 4.15) qui constitue également la zone de la phase II de l’installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS). Exploitée depuis 1990, l’installation offre à Point Lepreau une capacité de stockage dans 300 silos de béton en surface qui peuvent recevoir au total 180 000 grappes de combustible usé. Afin de gérer le combustible usé provenant de la prolongation de la durée de vie utile de la centrale à la suite de l’arrêt aux fins de réfection, un emplacement a été préparé afin de permettre la construction d’au plus 300 autres silos; le nombre exact dépendra des besoins futurs.

Durant la période visée par le rapport (du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020), 28 silos ont été remplis et scellés; à la fin de la période visée par le rapport, 225 des 300 silos construits avaient été remplis et scellés. Quelque 5 000 grappes de combustible usé sont transférées en stockage à sec pour chaque année d’exploitation de la centrale, en fonction de la production électrique de la centrale nucléaire de Point Lepreau.

Des échantillons des eaux de ruissellement de surface de la zone de la phase II, prélevés et analysés pendant la période visée par le rapport, présentaient une teneur moyenne en tritium de 96,4 Bq/L. Le débit de dose moyen pour la période visée par le rapport dans le périmètre de l’installation de stockage du combustible usé, selon les dosimètres thermoluminescents (DTL), était de 0,11 µSv/h. La limite de dose réglementaire au public est établie à 1 mSv/an.

Figure 4.15 : IGD de Point Lepreau

4.16 Installation de gestion des déchets Western

L’installation de stockage à sec du combustible usé Western d’OPG, qui fait partie de l’IGDW, est entrée en service en février 2003. L’installation a été conçue pour assurer le stockage sûr du combustible usé de Bruce-A et Bruce-B jusqu’à ce qu’une installation d’entreposage à long terme ou de stockage définitif du combustible usé soit disponible.

L’IGDW peut actuellement recevoir en stockage à sec 2 000 CSS, ou 768 000 grappes de combustible, générés aux centrales nucléaires de Bruce, dans quatre bâtiments d’entreposage. La construction des prochains bâtiments d’entreposage (les bâtiments d’entreposage 5 et 6) est en cours et devrait s’achever en 2021. Le combustible usé est stocké dans des CSS à double usage identiques à ceux actuellement utilisés aux IGDD et IGDP. Les CSS sont traités selon un processus semblable à celui qui est suivi aux IGDD et IGDP.

L’IGDW peut traiter environ 130 CSS (ou 49 920 grappes de combustible usé) par année. En décembre 2019, 1 576 CSS étaient entreposés à l’IGDW.

L’annexe 5.13 décrit les rejets combinés dans l’air et dans l’eau de l’aire de stockage à sec du combustible usé et de l’aire de stockage des DRFMA de l’IGDW.

Figure 4.16 : Installation de stockage à sec du combustible usé Western

4.17 Laboratoires de Whiteshell

Les LW ont été établis à Pinawa (Manitoba) au début des années 1960 en vue d’activités de R-D nucléaires devant mener à la mise au point de versions à température plus élevée du réacteur CANDU. À l’origine, les recherches étaient axées sur le réacteur à refroidissement organique WR-1, qui est entré en service en 1965. Le WR-1 est demeuré en service jusqu’en 1985.

Le programme de l’installation de stockage en silos de béton a été élaboré au début des années 1970 pour démontrer que le stockage à sec du combustible usé constituait une solution de rechange possible au stockage en piscine.

En raison du succès du programme de démonstration, l’installation de stockage en silos de béton (voir la figure 4.17) a été construite pour l’entreposage de la totalité du combustible usé restant du réacteur WR-1. En outre, un certain nombre de grappes de combustible usé provenant de réacteurs CANDU sont entreposées à l’installation, après avoir subi des examens post-irradiation dans les installations blindées des LW. L’installation permet le stockage de 2 268 grappes de combustible usé provenant de l’exploitation du réacteur WR-1 et des réacteurs CANDU. Une partie du combustible usé provenant des activités antérieures à 1975 est stockée dans des tubes verticaux dans la ZGD. L’annexe 8.8 comprend davantage de renseignements sur le programme de déclassement de Whiteshell.

Le transfert aux LCR, aux fins de consolidation jusqu’à ce qu’un dépôt national soit disponible, du combustible usé actuellement entreposé aux LW devrait débuter à la fin de 2020.

Figure 4.17 : Installation de stockage en silos de béton des Laboratoires de Whiteshell

Annexe 5 – Gestion des déchets radioactifs

5.1 Établissement de recherche et d’essais nucléaires d’EACL

EACL compte actuellement une seule installation de recherche au Canada : les Laboratoires de Chalk River (LCR) à Chalk River (Ontario). Auparavant, elle en comptait une autre, soit les LW, au Manitoba, qui sont en cours de déclassement (l’annexe 8 fournit davantage de renseignements sur les activités de déclassement). Depuis la transition vers un modèle d’OGEE en 2015, ces sites sont exploités par les LNC dans le cadre d’une entente avec EACL. Les déchets radioactifs produits à ces deux sites sont entreposés dans des IGD sur place.

5.1.1 Laboratoires de Chalk River

Le site des LCR est situé dans le comté de Renfrew (Ontario), sur la rive de la rivière des Outaouais, à 160 km au nord-ouest d’Ottawa. Ce site, d’une superficie totale d’environ 4 000 ha, est situé dans les limites de la ville de Deep River. La rivière des Outaouais, qui coule du nord-ouest vers le sud-est, constitue la frontière du site au nord-est. La réserve militaire de Petawawa jouxte la propriété des LCR au sud-est.

Le site des LCR a été établi au milieu des années 1940 et a abrité diverses activités et installations nucléaires principalement liées à la recherche. La majeure partie des installations nucléaires et des bâtiments connexes construits sur le site sont situés à l’intérieur d’une aire industrielle relativement petite adjacente à la rivière des Outaouais, près de l’extrémité sud-est de la propriété. La propriété comprend différentes ZGD pour les déchets radioactifs et non radioactifs le long d’un corridor allant du sud-ouest au nord-est. Les ZGD du site des LCR gèrent non seulement les déchets produits par les activités du site, mais offrent également un service payant de gestion des déchets aux établissements qui ne disposent pas de leurs propres moyens, comme les universités, les hôpitaux et les utilisateurs industriels.

Les ZGD des LCR gèrent huit types de déchets :

• les déchets d’exploitation des réacteurs nucléaires (réacteurs de recherche et réacteurs prototypes d’EACL), qui incluent du combustible et des composants de réacteur, des matériaux d’assainissement des fluides de réacteur (p. ex., des résines et des filtres), des rebuts et d’autres matières contaminées par la radioactivité lors d’activités courantes
• les déchets des installations de fabrication de combustible, qui comprennent du dioxyde de zirconium et des creusets en graphite utilisés pour couler les billettes, des filtres et d’autres rebuts comme des gants, des combinaisons et des chiffons
• les déchets de production d’isotopes, qui comprennent des déchets radioactifs divers contaminés principalement par du cobalt 60 et du molybdène 99
• les déchets d’utilisation d’isotopes, qui comprennent des déchets radioactifs divers contaminés principalement par du cobalt 60 et du molybdène 99
• les déchets des activités en cellule chaude, qui comprennent des matériaux de nettoyage, des filtres à air contaminés, de l’équipement contaminé et des échantillons irradiés au rebut
• les déchets de décontamination et de déclassement, qui comprennent divers déchets contaminés dotés de propriétés physiques, chimiques et radiologiques très variables
• les déchets de remise en état, qui comprennent les déchets solidifiés résultant du traitement du sol et des eaux souterraines contaminés
• divers déchets des LCR et d’autres sites, qui comprennent les déchets radioactifs qui ne sont pas inclus dans les catégories de déchet décrites ci-dessus (p. ex., les déchets des laboratoires et ateliers de radioisotopes)

Les déchets liquides, comme les scintillateurs liquides, les hydrocarbures de graissage contaminés par des matières radiologiques, les déchets contaminés par des biphényles polychlorés et les déchets de production d’isotopes sont également traités dans le cadre des activités des LCR liées à la gestion des déchets. Environ 15 à 20 m³ de ces types de déchets sont reçus par les ZGD chaque année, y compris les déchets provenant de producteurs de déchets hors site, et sont évacués par des services d’élimination commerciaux.

En outre, un centre de traitement des déchets gère les déchets radioactifs aqueux générés au site des LCR. Après avoir été traités dans un évaporateur de déchets liquides, les effluents sont contrôlés et rejetés dans l’égout de traitement, qui se déverse à la fin dans la rivière des Outaouais.

Figure 5.1 : Vue aérienne du site des LCR

5.1.1.1 Zone de gestion des déchets A

C’est en 1946 qu’a commencé l’entreposage des déchets radioactifs sur le site des LCR, dans une zone maintenant appelée ZGD A. Cet entreposage a pris la forme d’un stockage définitif direct de solides et de liquides dans des tranchées de sable. Il s’agissait d’opérations modestes qui n’ont pas été consignées avant 1952, année où l’assainissement de l’accident du NRX a généré de grandes quantités de déchets radioactifs (incluant la calandre du réacteur) qui devaient être gérées rapidement, en toute sûreté. À cette occasion, environ 4 500 m³ de déchets aqueux contenant 330 TBq (9 000 Ci) de produits de fission mixtes ont été déversés dans les tranchées. Des dispersions plus modestes ont suivi (6,3 TBq et 34 TBq de produits de fission mixtes) en 1954 et 1955, respectivement. Aujourd’hui, la ZGD A n’accepte plus de déchets.

Les deux réservoirs actifs de déchets liquides dans cette zone ont reçu des liquides embouteillés. D’après les observations consignées, on suppose que les bouteilles ont été brisées intentionnellement au moment du stockage. Le réservoir actif de stockage définitif aurait reçu environ 3,7×10¹³ Bq de strontium 90 et environ 100 g de plutonium. Les liquides radioactifs présents dans les réservoirs ont été récupérés en 2013 et ont été envoyés à un fournisseur de services hors site aux fins de traitement. La récupération des liquides dans ces réservoirs réduit le potentiel de fuite de contaminants et leurs conséquences.

La ZGD A est située sur le flanc ouest d’une crête de sable. Trois couches de sables aquifères ont été identifiées dans son voisinage : une couche de sable inférieure, une couche de sable médiane et une couche de sable supérieure (voir la figure 5.2). L’écoulement des eaux souterraines s’effectue initialement vers le sud, puis, à mesure que les sables aquifères épaississent, vers le sud-sud-est.

On croit que les déchets sont au-dessus de la nappe phréatique dans la ZGD A, mais l’infiltration a transporté des contaminants dans les eaux souterraines, créant un panache contaminé qui couvre une superficie de 38 000 m². Les données de surveillance des eaux souterraines recueillies à ce jour montrent une activité totale bêta (de 10 Bq/L à 7 740 Bq/L), une activité alpha brute (de 0,13 Bq/L à 2,5 Bq/L) et la présence de strontium 90 (5 Bq/L à 3 800 Bq/L) dans certains des puits d’échantillonnage. Le panache dans les eaux souterraines fait l’objet d’études périodiques afin de suivre sa migration et de déterminer tout écart par rapport à l’évolution attendue. Des contrôles réguliers des eaux souterraines autour du périmètre de la ZGD A (c.-à-d. près de la source du panache) donnent des résultats stables ou en voie d’amélioration, en ce sens que les niveaux de contamination des eaux souterraines autour du périmètre restent généralement semblables ou reculent graduellement au fil du temps.

La construction d’une barrière perméable réactive, connue sous le nom de système de traitement des eaux souterraines du marais Sud, a été achevée en 2013. Ce système vise à intercepter le panache de strontium 90 émanant de la ZGD A qui passe par l’aquifère de sable supérieur et se jette dans le marais Sud situé à proximité. Les résultats d’échantillonnage confirment que les eaux souterraines de la ZGD A sont traitées et que la barrière perméable réactive réduit le volume de strontium 90 qui atteint les terres humides du marais Sud, dont les concentrations sont passées d’au plus 2465 Bq/L dans les échantillons en amont à entre 0,6 et 2,4 Bq/L dans les puits en aval.

Figure 5.2 : Zone de gestion des déchets A aux LCR

5.1.1.2 Zone de gestion des déchets B

La ZGD B a été établie en 1953 dans le but de remplacer la ZGD A comme site de gestion des déchets solides aux LCR. Le site est situé sur une haute terre couverte de sable, environ 750 m à l’ouest de la ZGD A. Les pratiques initiales de stockage des DRFA étaient les mêmes que pour la ZGD A, soit le stockage dans des tranchées non doublées, recouvertes de remblai sablonneux, dans ce qui est maintenant la partie nord du site. En outre, de nombreux enfouissements spéciaux de composants et de matières y ont été effectués.

Des tranchées doublées d’asphalte ont été utilisées pour les DRMA solides de 1955 à 1959, année où elles ont été remplacées par des enceintes en béton construites dans le sable du site sous le niveau du sol, mais au-dessus de la nappe phréatique. En 1963, l’utilisation de tranchées de sable dans la ZGD B, pour les DRFA, a été abandonnée en faveur d’enceintes en béton et du stockage dans la ZGD C.

Des structures en béton ont été utilisées pour l’entreposage des contenants de déchets solides qui ne répondaient pas aux critères d’acceptation dans les tranchées de sable, mais qui n’exigeaient pas un blindage important. Les premières enceintes en béton étaient rectangulaires. Elles ont été remplacées en 1979 par des structures cylindriques, qui sont encore utilisées aujourd’hui.

Les enceintes cylindriques sont construites au moyen de formes métalliques amovibles afin de former des parois en béton armé ondulé qui sont placées sur une dalle de béton. Le volume maximal d’une enceinte en béton cylindrique est de 110 m³, mais les volumes moyens entreposés sont d’environ 60 m³.

Des déchets présentant un risque supérieur sont également entreposés dans la ZGD B, dans des installations techniques appelées silos verticaux souterrains. Ces derniers servent à entreposer les matières radioactives qui exigent un blindage supérieur à celui des enceintes en béton. Les matières entreposées incluent du combustible usé, des déchets de cellule chaude, des grappes de combustible expérimental, des radioisotopes non utilisables, des colonnes de résine épuisées, des filtres des systèmes de rejets actifs et des déchets de produits de fission générés par le processus de production du molybdène 99. Un nouvel ensemble de silos verticaux souterrains a été construit dans la ZGD B en 2010 et on a pu commencer à l’utiliser en 2011.

Plusieurs panaches de contaminants des eaux souterraines partent de la ZGD B. Un panache du côté est contient des composés organiques (1,1,1-trichloroéthane, chloroforme, trichloréthylène) qui proviennent des tranchées de sable non doublées à l’extrémité nord du site. Ce panache de solvants fait l’objet d’études périodiques afin de suivre la migration des contaminants et de déterminer tout écart par rapport à l’évolution attendue. Les contrôles périodiques des eaux souterraines aux alentours du périmètre nord-est de la ZGD B (près de la source du panache) montrent que les conditions sont stables, en ce sens que les niveaux de contamination des eaux souterraines au périmètre restent à des concentrations semblables au fil du temps.

Le deuxième panache émane du coin nord-ouest de la ZGD B et est dominé par le strontium 90. La source de ce panache est la partie ouest des tranchées de sable non doublées. Les contrôles périodiques des eaux souterraines autour du périmètre nord-ouest de la ZGD B (près de la source du panache) montrent une amélioration; les niveaux de contamination de l’eau souterraine au périmètre diminuent au fil du temps. Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement de panache appelé système de traitement de la source B. Cette installation de traitement automatisée retire le strontium 90 de l’eau de surface et des eaux souterraines, où le flux d’écoulement du panache se déverse dans la biosphère par une série de sources. Elle permet de retirer une part importante du strontium 90 de l’effluent. En 2019, le système de traitement de la source B a permis de traiter 2 201 m³ d’eau souterraine et d’en retirer 3,7 GBq de strontium 90, et de réduire les concentrations d’entrée (moyennes) de 1 704 Bq/L à 5,0 Bq/L. Comme la fin de la vie utile prévue de l’installation approche, on a finalisé les plans de principe d’un nouveau système de traitement en 2013. La construction de la nouvelle installation a été achevée, et on compte l’exploiter parallèlement à l’installation originale durant un an avant de cesser l’exploitation de l’installation originale plus tard en 2020.

Le tritium est un autre contaminant observé dans les eaux souterraines à la ZGD B. Un suivi périodique des eaux souterraines indique que les niveaux de contamination au tritium restent stables au fil du temps. On pense que différents types de structures d’entreposage des déchets au sein dans la ZGD B sont la source de cette contamination.

Figure 5.3 : Zone de gestion des déchets B aux LCR

5.1.1.3 Zone de gestion des déchets C

La ZGD C des LCR a été établie en 1963 en vue du stockage des DRFA présentant des périodes dangereuses de moins de 150 ans et des déchets dont l’absence de contamination ne pouvait pas être confirmée. Les premières opérations ont consisté à enfouir les déchets dans des tranchées parallèles séparées par des bandes de sable non perturbé en forme de coin. En 1982, cette méthode a été remplacée par l’enfouissement en « tranchée continue » pour optimiser l’utilisation de l’espace disponible. En 1983, une partie des tranchées parallèles initiales a été recouverte d’une membrane imperméable de polyéthylène haute densité.

Un prolongement à la ZGD C a été construit à l’extrémité sud de la ZGD C en 1993 et a commencé à recevoir des déchets en 1995. À mesure que la tranchée continue ou son prolongement étaient remblayés et aménagés, la matière en provenance du monticule de sol suspect était utilisée aux fins de remblayage pour rendre la surface de la ZGD C appropriée au déplacement d’équipement lourd. Le matériel placé dans le monticule de sol suspect doit satisfaire à des critères d’acceptation spécifiques.

En plus des déchets entreposés dans les tranchées de sable, des déchets liquides acides et organiques et des solvants non radioactifs ont également été placés dans des sections particulières des tranchées ou dans des puits spéciaux situés le long de la bordure ouest de la zone, mais cette pratique n’est plus en cours. Des boues d’épuration contaminées ont également été enfouies dans les tranchées de sable jusqu’à la fin de 2004.

Depuis 2006, les ajouts aux déchets déjà entreposés dans la ZGD C, notamment les boues d’épuration, sont maintenant limités à un entreposage provisoire en surface dans des contenants scellés. Un nouveau site d’enfouissement de matières en vrac a été achevé en 2010 et les boues d’épuration de la ZGD C ont été transférées à la ZGD J à la fin de 2010. Les données de surveillance des eaux souterraines à la ZGD C indiquent qu’un panache émane de cette zone. Le tritium est le contaminant principal, bien que des composés organiques soient également observés à des concentrations élevées dans certains trous de sonde. En 2012 et 2013, les matières entreposées à la surface de la ZGD C, c’est-à-dire les morceaux de cheminée du réacteur NRX, ont été enlevées en vue de préparer l’installation d’une couverture technique par-dessus la ZGD C. Les morceaux de cheminée du réacteur NRX ont été emballés dans des sacs PacTec de conception spéciale et transférés à la ZGD H en vue de leur entreposage en surface. En 2013, la couverture artificielle constituée de couches de géotextiles et de géomembranes a été installée par-dessus la ZGD C pour minimiser l’infiltration de vapeurs d’eau dans les déchets entreposés.

Les contrôles périodiques des eaux souterraines indiquent que les niveaux de contamination au tritium ont diminué et que le panache recule depuis l’installation de la couverture artificielle en 2013. Au début de 2020, on a élaboré une note sur la sûreté nucléaire pour explorer la modification de la ZGD C de sorte à l’utiliser aux fins d’entreposage temporaire des sols contaminés dans des conteneurs maritimes ou des sacs à déchets techniques. La note sur la sûreté nucléaire a été approuvée et on a satisfait aux critères préalables pour entamer la phase de conception détaillée en vue d’apporter les modifications nécessaires. Ce changement nécessitera l’approbation de la CCSN préalable à sa mise en œuvre.

Figure 5.4 : Zone de gestion des déchets C aux LCR

5.1.1.4 Zone de gestion des déchets D

La ZGD D a été établie en 1976 en vue de l’entreposage de l’équipement et des composants désuets ou excédentaires, comme des conduites, enceintes et échangeurs de chaleur, dont la contamination est connue ou suspectée, mais qui n’exigent pas de confinement. Une grande part de ces matériaux hérités a été enlevée et renvoyée à ses propriétaires ou éliminée au moyen du recyclage des métaux à l’extérieur du site au cours des trois dernières années.

L’installation d’entreposage des déchets mixtes est constituée de trois structures techniques interconnectées conçues pour l’entreposage et la manutention sûrs de déchets liquides mixtes (c.-à-d. des déchets liquides présentant des dangers radiologiques et chimiques) à court terme. Les structures comportent deux salles de stockage assurant un confinement contre les fuites et une ventilation adéquate, ainsi qu’un secteur d’échantillonnage et de regroupement doté de hottes de ventilation, d’un système d’évacuation des gaz et de confinement des fuites.

Le site est un ensemble clôturé recouvert de gravier dans lequel les composants sont placés. Les composants présentant une contamination de surface doivent être emballés convenablement pour neutraliser cette contamination.

Dans le cadre d’une campagne de nettoyage exhaustive qui a débuté en 2014, tout a été nettoyé à l’extérieur du complexe à l’exception de conteneurs maritimes bien rangés. En 2016, les matériaux entreposés dans les bâtiments et provenant d’anciennes activités d’assainissement du BGDRFA ont été consolidés dans des conteneurs de stockages modernes normalisés qui seront stockés définitivement dans l’IGDPS proposée lorsqu’elle sera disponible. Tout l’entreposage dans la ZGD D est fait en surface. Aucun enfouissement n’y est permis. Depuis la sixième réunion d’examen, cette ZGD a été modifiée, tout comme la ZGD H voisine (voir l’annexe 5.1.1.8), et des clôtures le long du périmètre, qui empêchaient de passer librement d’une zone à l’autre, ont également été modifiées. Afin de favoriser les activités de déclassement accéléré et de gestion des déchets, ces deux zones ont été modifiées pour faciliter la mise au point de nouvelles capacités de traitement des déchets (l’installation à l’appui de l’entretien et de la caractérisation en cours de construction au printemps 2020 devrait entrer en service plus tard en 2020), l’agrandissement du périmètre clôturé du complexe et l’amélioration des surfaces existant depuis longtemps afin d’optimiser l’entreposage temporaire des DRFA emballés en attendant le début de l’exploitation du projet d’IGDPS. À l’heure actuelle, cette zone peut recevoir au plus 10 000 m³ de DRFA dans des paquets mous. Lorsque les modifications proposées en vue d’entreposer des déchets dans la ZGD C auront été mises en œuvre (voir l’annexe 5.1.1.3), cette zone sera en mesure de recevoir beaucoup plus de DRFA aux fins d’entreposage dans des conteneurs maritimes.

Figure 5.5 : Zone de gestion des déchets D aux LCR

5.1.1.5 Zone de gestion des déchets E

La ZGD E a reçu des sols et des matériaux de construction légèrement contaminés et soupçonnés d’être contaminés ainsi que d’autres sols et débris de construction en vrac à partir d’environ 1977 jusqu’en 1984. Les déchets ont servi à la construction d’une route dans la zone qui devait devenir un site destiné aux matières que l’on soupçonnait être contaminées et qui devait remplacer la ZGD C, mais le projet n’a jamais été mis en service.

Figure 5.6 : Zone de gestion des déchets E aux LCR

5.1.1.6 Zone de gestion des déchets F

La ZGD F a été établie en 1976 pour accueillir les sols et les scories contaminés en provenance de Port Hope, d’Albion Hills et d’Ottawa (tous en Ontario). On sait que les matériaux entreposés renferment de faibles concentrations de radium 226, d’uranium et d’arsenic. La mise en place a pris fin en 1979 et le site est maintenant considéré comme étant fermé, même s’il fait l’objet d’une supervision et d’une surveillance visant à évaluer la migration possible des contaminants radioactifs et chimiques. On envisage d’utiliser les déchets entreposés dans cet emplacement en tant que couche de déchets de base pour le projet d’IGDPS actuellement proposé aux LCR.

Figure 5.7 : Zone de gestion des déchets F aux LCR

5.1.1.7 Zone de gestion des déchets G

La ZGD G a été établie en 1988 en vue de l’entreposage de la totalité du combustible usé provenant du prototype de réacteur de puissance NPD dans des silos de béton en surface. À l’origine, elle comportait douze silos de combustible du NPD et deux silos de calcinat. En tout, onze silos de déchets du NPD sont pleins et il en reste un de libre. Les silos de calcinat ont été construits en vue d’entreposer les déchets qui seraient générés par le traitement des radioisotopes séparés dans la nouvelle installation de traitement des isotopes des LCR. Toutefois, les deux silos de calcinat sont actuellement vides. Ces deux silos, ainsi que d’autres silos identiques construits en 2019, permettront d’entreposer tout le combustible de Whiteshell. Les transferts de Whiteshell vers les LCR devraient débuter à la fin de 2020.

Figure 5.8 : Zone de gestion des déchets G aux LCR

5.1.1.8 Zone de gestion des déchets H

La ZGD H est entrée en service en 2002. Les SSMS et les SSMSB s’y trouvent. Des DRFA secs sont emballés et, dans certains cas, compactés dans des contenants en acier avant d’être entreposés dans les SSMS (voir la figure 5.9) et les SSMSB. En mars 2014, la CCSN a accordé l’autorisation de construire six SSMSB aux LCR. Les trois premières structures ont été achevées et sont en service. Les trois autres ont été reportées en attendant la disponibilité du projet d’IGDPS. Lorsque l’IGDPS sera en service, sous réserve d’approbations réglementaires, les nouveaux déchets qui respectent les critères d’acceptation du projet d’IGDPS y seront dirigés directement et les déchets appropriés actuellement entreposés seront envoyés à l’installation aux fins de stockage définitif. Les SSMSB seront ensuite réservées à l’entreposage de déchets ne répondant pas aux critères de stockage définitif dans l’IGDPS.

L’espace que les SSMSB 4 à 6 auraient occupé dans la ZGD H a été préparé en y compactant le gravier en une surface ferme afin d’y recevoir les déchets conteneurisés aux fins d’entreposage temporaire durant la planification de la construction du projet d’IGDPS. Depuis la sixième réunion d’examen, cette ZGD a été modifiée davantage, tout comme la ZGD D voisine (voir l’annexe 5.1.1.4). La ZGD H peut maintenant recevoir au plus 138 000 m³ de DRFA dans des conteneurs maritimes.

Tous les déchets qui étaient entreposés dans les deux SSMS ont été récupérés, caractérisés, triés, séparés et réemballés dans des contenants qui respectent les critères d’acceptation des déchets de l’IGDPS en attendant leur stockage définitif lorsque l’IGDPS sera disponible. Ces travaux ont permis d’élaborer des plans pour améliorer le traitement des déchets hérités entreposés qui devront être récupérés et retraités afin de convenir au stockage définitif. L’une des SSMS a maintenant été enlevée afin de libérer de l’espace pour la nouvelle installation de tri et de ségrégation en cours de construction. L’autre structure est disponible aux fins d’essais dans le cadre de la mise au point de techniques et de procédures améliorées de tri et de ségrégation qui seront mises en œuvre à la nouvelle installation.

Figure 5.9 : Zone de gestion des déchets H aux LCR

5.1.1.9 Zone de gestion des déchets J

La construction de la phase 1 du site d’enfouissement de matières en vrac situé dans la ZGD J des LCR a été achevée en 2010. Le site d’enfouissement est conçu pour la gestion à long terme des boues usées asséchées produites à l’usine de traitement des eaux usées des LCR. Les boues usées asséchées étaient entreposées dans des conteneurs amovibles dans la ZGD C depuis 2004 et le contenu de ces conteneurs a été stocké de manière sûre dans le site d’enfouissement de matières en vrac à la fin de 2010.

L’installation comprend un lieu d’enfouissement technique doublé de couches imperméables de géotextiles et de couches semi-perméables d’argile. Le lixiviat des déchets est recueilli et envoyé aux fins de traitement supplémentaire après analyse.

La construction de la phase 2 a été achevée en 2017. Une fois toutes les phases (un total de quatre) terminées, le site d’enfouissement de matières en vrac sera en mesure de recevoir les boues usées produites aux LCR pendant 100 ans et d’assurer une bonne gestion à long terme des déchets de manière responsable sur le plan écologique.

Figure 5.10 : Zone de gestion des déchets J aux LCR

5.1.1.10 Zone de dispersion des liquides

L’aménagement de la zone de dispersion des liquides a débuté en 1953 lorsque le premier de plusieurs puits filtrants a été établi en vue de recevoir des liquides actifs acheminés par un pipeline relié aux piscines de barres de combustible du réacteur NRX. Les puits sont situés sur une petite dune dans un secteur bordé à l’est et au sud par des terres humides et à l’ouest par la ZGD A.

Le puits de réacteur n^o 1 est une dépression fermée naturelle qui a été utilisée entre 1953 et 1956 pour les solutions aqueuses radioactives. Les dispersions ont inclus quelque 74 TBq de strontium 90 ainsi qu’une grande variété d’autres produits de fission et environ 100 g de plutonium (ou d’autres émetteurs de rayonnement alpha exprimés sous forme de plutonium). Entre 1956 et 1998, le puits a été remblayé au moyen de matières solides incluant de l’équipement et des véhicules contaminés auparavant entreposés dans la ZGD A, en plus des sols potentiellement contaminés en provenance des travaux d’excavation dans la zone active.

Le puits de réacteur n^o 2 a été aménagé en 1956 pour remplacer le puits de réacteur n^o 1. Un pipeline a permis de transférer l’eau des piscines de barres du réacteur NRX. Des échantillons d’eau provenant du réservoir de retenue ont fait l’objet d’analyses visant à déterminer l’activité alpha soluble et totale, l’activité bêta soluble et totale ainsi que la teneur en strontium 90, en tritium, en césium 137 et en uranium.

Un puits chimique a également été construit en 1956 pour recevoir les déchets aqueux radioactifs des laboratoires actifs du site (autres que les réacteurs). Sa construction est semblable à celle du puits de réacteur n^o 2, c’est-à-dire une fosse remblayée avec du gravier et alimentée par un pipeline.

Le puits de lavage, aménagé en 1956, est la dernière installation de la zone de dispersion des liquides. Comme son nom le laisse entendre, il a été utilisé pour les eaux de lavage de linge en provenance de la zone active et du centre de décontamination, mais a seulement servi à cette fin pendant un an. Selon l’inventaire, il contient 100 GBq de produits de fission mixtes.

La zone de dispersion des liquides n’a pas été utilisée depuis 2000, et aucune utilisation future de cette zone n’est prévue. Des panaches d’eaux souterraines s’échappent de la zone de dispersion des liquides. Un panache provenant des puits de réacteur contient du tritium comme seul nucléide rejeté en quantités importantes. Une surveillance périodique des eaux souterraines autour des puits de réacteur indique que les niveaux de contamination au tritium ont considérablement baissé depuis l’arrêt des opérations de dispersion. Cette surveillance montre la présence d’autres contaminants radiologiques, mais à une faible concentration qui diminue au fil du temps.

Le second panache provient du puits chimique et le strontium 90 est son contaminant principal. La surveillance périodique autour de ce puits indique une amélioration puisque les niveaux de contamination des eaux souterraines diminuent. Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement de panache appelé usine de traitement du puits chimique. Cette installation de pompage et de traitement permet d’enlever une part importante du strontium 90 des eaux souterraines recueillies par quatre puits de collecte forés sur la largeur du panache à proximité du puits. En 2013, l’usine de traitement du puits chimique a permis de traiter 2 550 m³ d’eaux souterraines, en retirant 2,1 GBq de strontium 90 et réduisant les concentrations d’entrée (moyennes) de 743 Bq/L à 3,5 Bq/L.

L’installation de traitement des eaux souterraines est exploitée depuis maintenant près de 20 ans et approche de la fin de sa vie utile. En raison des récents événements, la stratégie associée à cette zone particulière fait l’objet d’une révision. Étant donné que le projet d’IGDPS devrait être disponible en 2020 et que les travaux se poursuivront à l’égard de l’utilisation proposée des terres et des niveaux d’assainissement provisoire du sol, les travaux prévus dans cette zone pourraient viser le stockage définitif rapide des sources ou la poursuite du pompage et du traitement. Les méthodes de traitement actuel continueront d’être utilisées durant l’évaluation approfondie des autres possibilités.

5.1.1.11 Puits des acides, des produits chimiques et des solvants

Trois petits puits, situés au nord de la ZGD C, sont collectivement désignés sous le nom de puits des acides, des produits chimiques et des solvants. Ces puits ont été construits en 1982 et sont demeurés en service jusqu’en 1987. Le puits des acides a reçu quelque 11 000 L de déchets liquides (acides chlorhydrique, sulfurique et nitrique) et une petite quantité de déchets solides (poudre de carbonate de potassium, acide d’accumulateurs et acide citrique). Le puits de solvants a reçu environ 5 000 L de solvants mixtes, d’hydrocarbures, de diluant à peinture et d’acétone. Le puits des produits chimiques a reçu de plus petites quantités de déchets. L’intention était d’exclure les matières actives, mais des enquêtes ultérieures ont démontré que des matières radioactives ont été entreposées par inadvertance dans les puits en raison de mauvaises pratiques de ségrégation, et du sable légèrement contaminé a été utilisé pour remplir les fosses en 1987.

5.1.1.12 Parc de réservoirs de déchets

Le parc de réservoirs de déchets contient plusieurs réservoirs souterrains en acier inoxydable destinés au stockage des DRMA liquides. La première série de trois réservoirs assure l’entreposage des solutions de régénération des colonnes échangeuses d’ions provenant des piscines de stockage des barres de combustible. L’un des trois réservoirs est vide et sert de destination de transfert pour le contenu de l’un ou l’autre des deux autres réservoirs en cas de fuite.

La seconde série de quatre réservoirs contient des concentrés d’acide provenant principalement du retraitement du combustible effectué entre 1949 et 1956. Des solutions ont été transférées pour la dernière fois à l’un ou l’autre des réservoirs de stockage du site de réservoirs en 1968. Aucune solution n’a été ajoutée depuis. Un des quatre réservoirs est vide et sert de réservoir de secours en cas de fuite.

En 2012, le projet de prévention des fuites du réservoir 40D a été lancé en vue de réduire le risque environnemental d’une fuite survenant dans une structure de stockage vieillissante. Il s’agit d’un réservoir enfoui à simple paroi. Le projet visait à protéger l’environnement en retirant le contenu du réservoir avant que ne survienne une fuite. En 2014, plus de 80 % du contenu liquide de ce réservoir avait été récupéré et traité jusqu’à ce qu’il ne reste plus qu’une fine boue silteuse. Ce volume a été réduit encore davantage au moyen d’une filtration améliorée en 2017.

D’autres activités de réduction sont en cours. On estime que, d’ici 2026, les déchets liquides entreposés dans ce réservoir auront été enlevés et feront l’objet d’un traitement. Les déchets qui en résulteront seront mis en entreposage temporaire s’ils ne conviennent pas au stockage définitif immédiat dans le projet d’IGDPS. Les installations du parc de réservoirs feront ensuite l’objet d’un déclassement.

5.1.1.13 Installation de décomposition du nitrate d’ammonium

L’installation de décomposition du nitrate d’ammonium a été aménagée en 1953 et a servi à la décomposition du nitrate d’ammonium contenu dans les déchets liquides provenant de l’installation de traitement du combustible. Elle a été fermée en 1954 après plusieurs fuites (rejets) et a par la suite été démantelée, la plupart des équipements étant enfouis in situ.

Comme on peut s’y attendre avec ce genre d’installation, un panache de contaminants, principalement du strontium 90, s’en échappe. Une surveillance périodique des eaux souterraines au périmètre du complexe présente des conditions stables puisque les niveaux de contamination restent stables au fil du temps.

Les effets de cette migration de contaminants sont atténués par un système de traitement passif du panache, appelé système mur et rideau, qui fonctionne au moyen d’une zone de clinoptilite installée dans le sol à côté d’une barrière imperméable construite en travers du chemin d’écoulement du panache. Ce système de traitement passif récupère une partie considérable du strontium 90 présent dans l’influent. En 2013, le système a empêché le rejet de 53,1 GBq de strontium 90 et permis de ramener les concentrations d’apport (moyennes) de 2 590 Bq/L à moins de 1 Bq/L. En 2019, les concentrations moyennes de strontium 90 dans les eaux souterraines entrant dans le système étaient estimées à 234 Bq/L. La concentration mesurée en 2018 s’élevait à 156 Bq/L. En 2019, la concentration moyenne des effluents était de 0,283 Bq/L et le volume total d’eau traitée s’élevait à 1,57×10⁷ L. Le système de traitement a capté environ 3,68×10⁹ Bq de strontium 90 cette même année.

5.1.1.14 Fosse de nitrate de thorium

En 1955, environ 20 m³ de déchets liquides en provenance d’une usine d’extraction de l’uranium 233 au site des LCR ont été déversés dans une fosse. La solution contenait 200 kg de nitrate de thorium, 4 600 kg de nitrate d’ammonium, 10 g d’uranium 233 et 1,85×10¹¹ Bq chacun de strontium 90, de césium 137 et de cérium 144. La fosse a été remplie de chaux vive servant à neutraliser l’acide et à précipiter le thorium, puis a été recouverte de sol.

5.1.1.15 Expériences mettant en cause des blocs de verre

En 1958, dans le cadre d’un programme d’exploration de méthodes de conversion des solutions liquides de haute activité en matières solides, un ensemble de 25 hémisphères de verre (de 2 kg chacun) contenant des produits de fission mixtes a été enfoui sous la nappe phréatique. Un deuxième ensemble de 25 blocs de produits de fission mixtes en équilibre a été enfoui en 1960. Les enfouissements visaient à étudier dans quelle mesure les déchets vitrifiés retiendraient les produits de fission incorporés s’ils étaient exposés à la lixiviation dans un milieu naturel d’eau souterraine. Les blocs de verre ont depuis lors été récupérés et transférés en stockage sûr dans les ZGD.

5.1.1.16 Zone d’entreposage en vrac

La zone d’entreposage en vrac a été utilisée avant 1973 pour entreposer de grandes pièces d’équipement provenant de la zone de contrôle. D’importants travaux d’assainissement ont été effectués, ce qui a réduit les responsabilités futures. L’assainissement de la zone s’est achevé en novembre 2013.

5.1.1.17 Émissions

L’exploitation des ZGD des LCR entraîne le rejet de contaminants radioactifs et non radioactifs dans l’environnement. La plupart des rejets existants proviennent de déchets historiques. Ils résultent de pratiques qui n’ont plus cours, comme la dispersion de DRMA liquides ainsi que le stockage définitif de DRMA solides et liquides dans des tranchées de sable. Ces rejets ont contaminé le sol ainsi que les eaux souterraines et de surface sur le site et ont donné lieu à des rejets de contaminants hors site dans la rivière des Outaouais.

Les concentrations de contaminants qui en résultent dans les plans d’eau hors site sont toutefois bien inférieures aux normes fixées pour l’eau potable et pour la protection de la vie aquatique. Les LCR ont élaboré des LRD associées aux effluents atmosphériques et liquides générés par le site. Ils ont également établi des seuils administratifs qui correspondent à une fraction de la LRD et qui sont près des niveaux d’exploitation normaux. Ces seuils visent à signaler rapidement qu’un rejet plus élevé que prévu s’est produit et à garantir que la situation sera étudiée promptement.

5.1.1.18 Centre de traitement des déchets des LCR

Le centre de traitement des déchets traite les déchets solides humides et les déchets liquides des installations des LCR qui sont contaminés ou suspectés d’être contaminés par la radioactivité. Il traite également de petites quantités de déchets radioactifs liquides reçus par les LCR en provenance de producteurs de déchets hors site.

Les déchets solides humides sont mis en ballots (après compactage, si possible) et sont transférés à la ZGD B en vue de leur stockage dans des enceintes en béton. Entre 50 et 150 ballots de 0,4 m³ sont produits par année. En plus de ces volumes, le centre de traitement des déchets produit des déchets solides à l’interne. Ces déchets comprennent des vêtements jetables, du papier et des matériaux de nettoyage. Ils sont compactés (dans la mesure du possible), mis en ballots et entreposés dans la ZGD B. Diverses quantités de déchets liquides sont traitées chaque année, allant de 1 500 à 4 000 m³/an. Il s’agit principalement de déchets liquides provenant du centre de décontamination, du système de drainage actif des produits chimiques et des drains actifs des réacteurs. De plus petites quantités de déchets liquides hérités qui sont concentrés, entreposés et produits et qui tirent leur origine d’activités historiques sont prétraitées localement avec des substrats échangeurs d’ions afin de réduire leur radioactivité avant le traitement final dans le centre de traitement des déchets. Les installations de traitement incluent un évaporateur de déchets liquides, qui concentre les déchets, et un système d’immobilisation des déchets liquides, qui immobilise le concentrat dans une matrice de bitume placée en fûts et entreposée dans la ZGD B.

Depuis l’arrêt définitif du réacteur NRU en mars 2018, les quantités annuelles de liquides radioactifs envoyés aux fins de traitement ont diminué considérablement. On a réalisé des progrès sur le plan de la récupération des déchets liquides hérités dans le cadre du projet visant les déchets liquides stockés. Par conséquent, les activités ont évolué. Alors qu’on exploitait à la fois l’évaporateur de déchets liquides et le système d’immobilisation des déchets liquides pour une durée relativement équivalente, on exploite maintenant principalement le système d’immobilisation des déchets liquides pour le projet visant les déchets liquides stockés. L’évaporateur de déchets liquides n’est utilisé que périodiquement, le cas échéant. Cette façon de fonctionner sera maintenue jusqu’à ce que le centre de traitement des déchets atteigne la fin de sa vie utile, ce qui coïncidera avec l’achèvement du projet visant les déchets liquides stockés, qui est prévu entre 2026 et 2030. Les besoins futurs de capacité de traitement des déchets liquides aux LCR, au-delà du centre de traitement des déchets, sont en cours d’évaluation.

Des rejets dans l’atmosphère de radionucléides provenant du centre de traitement des déchets se produisent par les évents de toit. La surveillance des évents de toit inclut le suivi de l’activité alpha brute et de l’activité bêta brute sous forme de particules ainsi que le suivi de la teneur en oxyde de tritium et en iode 131. Les effluents liquides traités en provenance du centre de traitement des déchets sont déversés dans l’égout de traitement après la mesure de l’activité alpha brute, de l’activité bêta brute et de la teneur en oxyde de tritium d’échantillons. Les effluents liquides font aussi l’objet d’une surveillance périodique des matières solides en suspension, du phosphore total, des nitrates, du pH (concentration d’ions d’hydrogène), de la conductivité, du carbone organique, de la demande chimique d’oxygène, des solvants extractibles, des métaux ainsi que des matières organiques volatiles et semi-volatiles.

5.1.2 Laboratoires de Whiteshell

Les LW sont un établissement de recherche et d’essais nucléaires situé au Manitoba, sur la rive est de la rivière Winnipeg, environ 100 km au nord-est de Winnipeg; ils sont en cours de déclassement. Ils sont le site de diverses installations et activités nucléaires et conventionnelles. Les installations principales comprennent le réacteur WR-1, des installations blindées, des laboratoires de recherche, des zones et installations de gestion des déchets radioactifs liquides et solides, notamment le complexe de stockage en silo de béton pour l’entreposage à sec du combustible usé du réacteur de recherche. L’annexe 8.8 fournit davantage de renseignements sur les activités de déclassement.

Une ZGD se trouve à environ 1,5 km au nord-est du site principal des LW (2,7 km par voie routière). Cette zone mesure quelque 148 m sur 312 m, couvrant une superficie de 4,6 ha. La ZGD, en service depuis 1963, stocke des DRFMA et comprend les installations suivantes :

• des enceintes de stockage de DRFA
• des tranchées de terre non doublées destinées aux DRFA
• des enceintes de stockage de DRFA/DRMA
• des enceintes en béton souterraines destinées aux DRMA
• des tubes verticaux souterrains en béton destinés aux DRHA/DRMA (semblables aux silos verticaux souterrains des LCR décrits à l’annexe 5.1.1.2)
• des cuves de stockage de déchets liquides

L’installation de stockage dans des silos de béton, décrite à l’annexe 4.17, est située à proximité de la ZGD.

Sur le plan hydrologique, la ZGD est située dans une zone de site de décharge d’eaux souterraines, ce qui signifie que le flux s’écoule principalement en direction ascendante depuis l’aquifère jusqu’à la surface. La profondeur des excavations est limitée de façon à ne pas pénétrer les couches d’argiles imperméables.

De 1963 à 1985, les DRFA étaient enfouis dans des tranchées non doublées d’environ 6 m de largeur sur 4 m de profondeur et d’au plus 60 m de longueur. Les tranchées étaient couvertes d’au moins 1,5 m de matériaux excavés après avoir été remplies. La ZGD compte 25 tranchées remplies. L’entreposage en tranchée des DRFA a été remplacé en 1985 par l’entreposage dans des enceintes de stockage en surface. Les enceintes de DRFA sont faites de béton; elles font 26,4 m de longueur sur 6,6 m de largeur sur 5,2 m de hauteur, ont des parois d’une épaisseur de 0,3 m et présentent un volume de stockage total de 805 m³ chacune. On a construit une SSMSB (décrite à l’annexe 5.1.1.8) pour entreposer les DRFA qui seront générés lors du déclassement.

Des enceintes souterraines ou partiellement enfouies servent à entreposer les DRMA. De dimensions diverses, ces enceintes sont faites de béton armé et dotées de parois d’une épaisseur de 0,25 m. Des tubes verticaux en béton enfouis (semblables aux silos verticaux souterrains décrits à l’annexe 5.1.1.2) ont été utilisés aux LW de 1963 jusqu’au milieu des années 1970 (lorsqu’on a commencé à utiliser des silos de béton en surface) pour entreposer les contenants de DRMHA. Ces tubes verticaux sont faits de béton armé d’une épaisseur de 0,2 m, avec une base intégrale de 0,3 m doublée de tuyaux d’acier galvanisé. Un couvercle en béton amovible d’environ 0,9 m d’épaisseur donne accès à l’intérieur des tubes.

Dans le cadre du plan de déclassement des LW, tous les déchets radioactifs actuellement entreposés dans des enceintes, des tubes verticaux et des bâtiments d’entreposage en surface doivent être envoyés aux LCR aux fins de stockage définitif à l’IGDPS, ou consolidés aux fins d’entreposage avec les DRMA des LCR jusqu’à ce qu’une possibilité de stockage définitif soit disponible. Un dossier de sûreté doit être élaboré pour le stockage définitif in situ des tranchées. Les déchets pour lesquels il n’est pas possible d’élaborer un tel dossier de sûreté seront récupérés et envoyés aux LCR aux fins de stockage définitif ou d’entreposage, le cas échéant.

Figure 5.11 : Laboratoires de Whiteshell

5.2 Installation de fabrication de Best Theratronics à Kanata

Best Theratronics Ltd. est un fabricant d’appareils médicaux, situé à Kanata (Ontario), dont les appareils sont utilisés dans le monde entier. Parmi les principaux produits nécessitant un permis de catégorie IB, notons les suivants : appareils de radiothérapie par faisceau fonctionnant au cobalt 60, irradiateurs autonomes fonctionnant au césium 137 pour l’irradiation de produits sanguins ou aux fins de recherche et cyclotrons d’une énergie de faisceau entre 15 et 70 MeV. À l’heure actuelle, Best Theratronics Ltd. entrepose des sources scellées épuisées de cobalt 60 (<1 m³) et de l’uranium appauvri (<1 m³) en stockage à sec.

Figure 5.12 : Installation de fabrication de Best Theratronics à Kanata

5.3 Centrale nucléaire de Bruce

Durant plus de 30 ans, les quatre réacteurs de la centrale nucléaire Bruce-B de Bruce Power ont représenté une source fiable de cobalt 60 pour Nordion, une entreprise d’Ottawa. Le cobalt 60 de Bruce Power contribue à stériliser 40 % de l’équipement médical à usage unique à l’échelle internationale, y compris du fil de suture, des seringues, des masques et des gants. Bruce Power produit également du cobalt 60 à usage médical pour le traitement par radiothérapie du cancer et d’autres maladies, au Canada et dans le monde entier.

Les barres de cobalt 60 sont entreposées dans la piscine de stockage du combustible usé secondaire de Bruce Power. Les barres produites sont suspendues aux parois de la piscine de stockage du combustible usé, environ 4,3 m sous la surface; l’eau protège les employés contre le rayonnement. À partir du plancher des mécanismes de contrôle de la réactivité, au-dessus de la piscine de stockage du combustible usé, les spécialistes de la manutention du combustible de Bruce Power extraient les barres une par une et les placent dans un château blindé aux fins d’expédition à l’installation de Nordion.

Figure 5.13 : DRHA autres que le combustible à la centrale nucléaire de Bruce

5.4 Fabrication de combustible par BWXT, à Peterborough et à Toronto

BWXT NEC met en œuvre des programmes visant à protéger les ressources naturelles, à empêcher la pollution et à réduire les déchets. Tous les articles enlevés des zones de contrôle du rayonnement sont inclus dans les déchets radioactifs, à moins qu’ils respectent les limites relatives à la libération inconditionnelle. BWXT NEC dispose d’un programme de gestion des déchets radioactifs efficace et éprouvé qui permet de veiller à ce que tout le stockage définitif des déchets radioactifs soit conforme aux règlements et aux conditions du permis d’exploitation de l’installation. La production de déchets radioactifs est réduite en limitant la quantité d’articles qui entrent dans les zones de rayonnement et en réutilisant les articles comme les sarraus et les couvre-chaussures, qui sont nettoyés. Les rebuts, comme les pastilles, les poudres et les boues, sont renvoyés au fournisseur aux fins de recyclage.

Les déchets radioactifs solides découlant de la fabrication de combustible, soit de l’uranium ou des articles contaminés par celui-ci, sont accumulés dans des fûts, dans des boîtes à déchets ou sur des palettes à l’intérieur de zones contrôlées et protégées. Un faible volume de déchets radioactifs provenant de Peterborough est transporté à l’installation de Toronto et est consolidé avec les déchets qui s’y trouvent. Ces déchets sont combinés, compactés aux fins de réduction de leur volume, dans la mesure du possible, et régulièrement envoyés vers une installation autorisée de gestion des déchets radioactifs.

Figure 5.14 : Fabrication de combustible par BWXT à Peterborough

Figure 5.15 : Fabrication de combustible par BWXT à Toronto

5.5 Raffinerie de Cameco à Blind River, installation de conversion de Port Hope et installation de fabrication de combustible de Cameco

La conservation des ressources et le recyclage des matières constituent un aspect important des opérations, tant pour des raisons écologiques qu’économiques. À la raffinerie de Cameco à Blind River (voir la figure 5.16), les gaz résiduels de l’oxyde d’azote sont absorbés et convertis en acide nitrique pour être réutilisés.

Figure 5.16 : Raffinerie de Cameco à Blind River

À l’installation de conversion de Port Hope (voir la figure 5.17), les programmes de recyclage en cours comprennent la récupération dans l’usine de l’acide fluorhydrique rejeté dans l’atmosphère en vue de sa réutilisation ainsi que la production et de la vente d’un sous-produit de nitrate d’ammonium aux fins d’engrais commercial.

Figure 5.17 : Installation de conversion de Port Hope

Plusieurs cycles de traitement utilisés au cours des procédés de raffinage, de conversion et de production du combustible génèrent des matières contenant des quantités d’uranium naturel viables sur le plan économique. La raffinerie de Blind River reçoit et traite des rebuts contenant de faibles quantités d’uranium naturel, comme du dioxyde d’uranium provenant de l’installation de fabrication de combustible de Cameco et de l’installation de conversion de Port Hope sous diverses formes (p. ex., pastilles de combustible, boues et poudres). Le procédé de raffinage de l’uranium génère deux produits recyclables : le produit de régénération généré dans le circuit de traitement du solvant et le calcinat généré dans le circuit de raffinat. Ces deux produits contiennent de l’uranium récupérable et sont recyclés au moyen d’une reconcentration aux fins de récupération de l’uranium dans une installation autorisée. Ils sont soit retraités à une installation de Cameco, soit envoyés à une usine de concentration d’uranium aux fins de récupération. Les pastilles de combustible usé de l’installation de fabrication de combustible de Cameco (voir la figure 5.18) sont retraitées à la raffinerie de Blind River.

Figure 5.18 : Installation de fabrication de combustible de Cameco

Les programmes de gestion des déchets à la raffinerie de Blind River de Cameco, à l’installation de conversion de Port Hope et à l’installation de fabrication de combustible de Cameco établissent les processus mis en œuvre pour recueillir, nettoyer et surveiller tous les matériaux aux fins de libération inconditionnelle vers des organisations de recyclage commercial. Les matériaux contaminés à l’uranium qui ne peuvent pas être recyclés ou qui ne respectent pas les critères rigoureux de libération peuvent être incinérés et réduits en cendres ou emballés aux fins de stockage définitif dans une IGD autorisée. Les matériaux non recyclables emballés qui ne peuvent être épurés sont notamment des isolants, du sable, de la terre et un peu de ferraille.

Le gouvernement du Canada a convenu de recevoir 150 000 m³ de déchets provenant de l’installation de conversion de Port Hope et résultant des activités antérieures à la création de Cameco. Ces déchets comprennent les déchets radioactifs mis en fûts, les sols contaminés et les déchets découlant du déclassement dans le cadre de l’IRPH (voir l’annexe 7.2.1 pour obtenir des renseignements supplémentaires). Le transfert de ces matériaux a débuté en 2018 et devrait se poursuivre jusqu’en 2023 environ.

5.6 Installation de gestion des déchets de Darlington

La durée de vie utile des réacteurs de la centrale nucléaire de Darlington est limitée par l’état des composants majeurs de leurs canaux de combustible. Par conséquent, une réfection est requise pour prolonger la vie utile de ces réacteurs. La réfection des réacteurs consiste à procéder à une remise à neuf globale dans le cadre de laquelle les composants de canaux de combustible et les conduites d’alimentation sont remplacés.

Le bâtiment de stockage des déchets de retubage a été construit dans le cadre du projet de réfection de Darlington et est entré en service en 2017. Dans le contexte de la réfection de chaque réacteur, après l’enlèvement des tubes de calandre et des conduites d’alimentation, les matériaux sont envoyés vers un bâtiment de traitement où on les prépare au stockage définitif ou à l’entreposage sûr, le cas échéant. Les déchets de retubage découlant de la réfection sont classés comme des DRMA.

Les déchets de retubage des réacteurs sont placés dans un contenant blindé principal, appelé conteneur de déchets de retubage de Darlington, lequel est stocké dans un suremballage blindé secondaire, appelé suremballage destiné à l’entreposage à Darlington. Les suremballages destinés à l’entreposage à Darlington sont chargés dans le bâtiment de traitement avant leur transport aux fins de stockage dans le bâtiment de stockage des déchets de retubage à l’IGD de Darlington. L’entreposage temporaire des suremballages destinés à l’entreposage à Darlington, une fois traités, est requis pendant environ 25 ans pour permettre la désintégration des déchets et pour réduire les débits de dose à des niveaux acceptables afin que les suremballages puissent ensuite être transportés vers une installation de stockage définitif hors site.

Le bâtiment de stockage des déchets de retubage est en mesure de recevoir les déchets découlant de la réfection des quatre réacteurs de Darlington.

Figure 5.19 : Suremballages destinés à l’entreposage à l’IGD de Darlington

5.7 Installation de gestion des déchets de Gentilly-2

Les IGDRS d’Hydro-Québec comportent deux installations distinctes qui assurent l’entreposage sûr des matières radioactives produites à la centrale nucléaire de Gentilly-2 (voir la figure 5.20). Ces deux installations comprennent plusieurs types d’enceintes en béton armé.

Figure 5.20 : DRFA compactés entreposés à Gentilly-2

Les nouvelles installations de gestion des déchets radioactifs solides sont entrées en service en 2008; l’entrée en service de la phase II a été autorisée en 2013. Elles avaient été construites à l’origine pour l’entreposage des déchets de réfection. Les nouvelles installations entreposent des résines épuisées, des DRMA et des DRFA provenant de l’exploitation et des activités de déclassement.

Le volume de DRFA produit à Gentilly-2 est maintenant de moins de 10 m³/an. Des échantillons des eaux de ruissellement de surface provenant des deux IGDRS, prélevés et analysés en 2019, ont montré des concentrations moyennes de tritium entre 240 et 427 Bq/L. Les débits de dose moyens en 2019 au périmètre de chacune de ces installations s’élevaient à 0,055 et à 0,074 μSv/h. La limite de dose réglementaire au public est établie à 1 mSv/an.

Figure 5.21 : Installation de gestion des déchets de Gentilly-2

5.8 Installation de fabrication de Nordion, Kanata

Nordion dispose d’un espace et de processus désignés pour l’entreposage et la ségrégation des déchets radioactifs produits par ses opérations. La zone principale où les matières radioactives sont traitées et entreposées comprend des cellules chaudes de traitement (voir la figure 5.22) et des piscines de stockage. Les sources radioactives de cobalt 60 encapsulées sont entreposées dans les piscines de stockage; l’eau des piscines assure le refroidissement et le blindage. Les piscines de stockage servent au déchargement des sources radioactives encapsulées à l’arrivée, puis à la mesure, à l’entreposage et au transfert des matières dans les cellules chaudes aux fins de traitement accru. Les clients peuvent renvoyer les sources scellées épuisées de cobalt 60 à Nordion, qui les retraite ou les transfère vers des installations autorisées aux fins de gestion à long terme. Les sources de cobalt renvoyées peuvent être recyclées dans la fabrication de nouvelles sources, réencapsulées dans de nouvelles sources ou ajoutées à l’inventaire de sources de Nordion.

Figure 5.22 : Cellules chaudes à l’installation de fabrication de Nordion, Kanata

5.9 Installation de gestion des déchets de Pickering

L’IGDP (voir la figure 5.23) comprend l’aire de stockage à sec du combustible usé (voir l’annexe 4.13) et l’aire de stockage des composants de retubage (ASCR), où sont entreposés les déchets des composants de cœurs de réacteur produits par les activités de retubage à la centrale de Pickering (tranches 1 à 4) réalisées dans les années 1990. L’ASCR se trouve dans la zone protégée de la centrale nucléaire de Pickering et en est à l’état de stockage sous surveillance. Par conséquent, elle ne reçoit pas de nouveaux déchets à moins d’obtenir une approbation écrite préalable de la CCSN.

Les composants de retubage y sont placés dans des modules de stockage à sec qui sont des fûts cylindriques en béton lourd armé. L’aire de stockage a été conçue pour recevoir 38 modules de stockage à sec. La conception de ces modules assure un blindage adéquat pour respecter les exigences de débit de dose à l’extérieur de l’installation et pour maintenir les débits de dose auxquels sont exposés les travailleurs au niveau ALARA. À l’heure actuelle, l’ASCR compte 34 modules chargés et deux modules vides et dispose de suffisamment d’espace pour y ajouter deux autres modules.

Le sol de l’ASCR est recouvert d’une membrane imperméable qui constitue une surface exigeant peu d’entretien. Un système de drainage dirige les eaux de ruissellement en provenance de l’aire de stockage vers le point de déversement des tranches 5 à 8 de Pickering. Des bassins collecteurs permettent un échantillonnage périodique de l’eau.

Figure 5.23 : IGD de Pickering, dont l’aire de stockage des composants de retubage (à gauche) et l’aire de stockage à sec du combustible usé (à droite)

5.10 Installation de gestion des déchets de Point Lepreau

L’IGDRS de Point Lepreau comprend la zone de la phase I (servant au stockage des déchets radioactifs solides découlant de l’exploitation), la zone de la phase II (servant au stockage du combustible usé, comme le décrit l’annexe 4.15), ainsi que la zone de la phase III (destinée au stockage des déchets radioactifs solides provenant de l’arrêt aux fins de réfection).

Figure 5.24 : Installation de gestion des déchets de Point Lepreau

La zone de la phase I comprend les structures de stockage suivantes :

• Voûtes : Les voûtes de la phase I sont des structures en béton (voir la figure 5.25) servant à stocker les DRFA et les DRMA découlant de l’exploitation. On compte six voûtes, dont cinq contiennent quatre compartiments identiques et deux contiennent deux compartiments du même type et deux autres compartiments qui ont été modifiés pour devenir des structures de stockage des filtres (décrites ci-dessous). Presque tous les déchets entreposés dans les voûtes de la phase I devraient se désintégrer et arriver à un niveau négligeable de radioactivité d’ici la fin de la durée de vie prévue des structures. Des quelque 3 071 m³ d’espace de stockage dans les six voûtes, environ 915 m³ étaient occupés par des déchets radioactifs solides à la fin de la période visée par le rapport.
• Quadricellules : Les quadricellules de la phase I sont conçues pour les DRMA à débit de dose élevé, comme les résines échangeuses d’ions usées et les composants de système contaminés. Un espace de stockage d’environ 144 m³ est disponible dans neuf quadricellules. Ces structures étaient vides à la fin de la période visée par le rapport; à ce jour, elles n’ont pas été utilisées.
• Structures de stockage des filtres : Les deux structures de stockage des filtres de la phase I servent au stockage des filtres constituant des DRFA, en particulier ceux utilisés dans les systèmes de purification du fluide caloporteur, de purification du modérateur, de drainage actif et d’alimentation des joints d’étanchéité ainsi que dans les systèmes des machines de la piscine de combustible usé et de chargement du combustible. Ces structures sont confinées à l’intérieur de l’une des voûtes susmentionnées. Ces deux structures représentent environ 43 m³ d’espace d’entreposage. À la fin de la période visée par le rapport, environ 13 m³ de déchets des filtres usés étaient entreposés dans ces structures.

Un volume total d’environ 266 m³ de déchets radioactifs a été transféré à la phase I pendant la période visée par le rapport. Une stratégie de réduction du volume a été mise en œuvre en décembre 2010. Aux termes de cette stratégie, les déchets radioactifs traitables sont envoyés à l’installation de traitement de Bear Creek d’EnergySolutions à Oak Ridge (Tennessee). Une réduction du volume d’environ 80:1 est obtenue par ce procédé pour les déchets incinérables expédiés, alors qu’une réduction du volume d’environ 5:1 est obtenue pour les déchets compactables. Les déchets de métaux radioactifs recyclables sont utilisés aux fins de blindage au sein de l’industrie nucléaire des États-Unis; ils ne sont donc pas renvoyés à Énergie NB. Un volume total d’environ 1 045 m³ de déchets radioactifs a été transféré de la phase I à EnergySolutions pendant la période visée par le rapport.

Les échantillons d’eaux de ruissellement de la zone de la phase I, recueillis et analysés pendant la période visée par le rapport, présentaient une concentration moyenne de tritium d’environ 205 Bq/L. Pour la même période, le débit de dose moyen affiché par les DTL à la clôture du périmètre de la phase I était d’environ 0,12 µSv/h. La limite de dose réglementaire au public est établie à 1 mSv/an.

Figure 5.25 : Voûtes de stockage de Point Lepreau

La zone de la phase III contient les structures de stockage suivantes :

• Voûtes : Les voûtes de la phase III sont des structures en béton identiques à celles de la phase I. Elles servent à stocker la plus grande part des DRFA et des DRMA provenant de l’arrêt aux fins de réfection. Les deux structures ont une capacité d’entreposage d’environ 890 m³. Au 31 mars 2020, l’espace occupé s’élevait à quelque 871 m³.
• Silos de retubage : Les silos de retubage de la zone de la phase III (voir la figure 5.26) sont des structures en béton servant à entreposer des DRMA à débit de dose élevé, principalement des composants de réacteur, provenant de la réfection du réacteur de Point Lepreau. Ces cinq structures offrent environ 165 m³ d’espace de stockage. Environ 140 m³ de l’espace de stockage offert par les silos de retubage était occupé à la fin de la période visée par le rapport.

Aucun déchet radioactif solide n’a été transféré en provenance ou à destination de cette installation durant la période visée par le rapport.

Des échantillons des eaux de ruissellement de surface de la zone de la phase III, prélevés et analysés pendant la période visée par le rapport, présentaient une concentration moyenne en tritium de 114 Bq/L. Pour la même période, le débit de dose moyen affiché par les DTL à la clôture du périmètre de la phase III était d’environ 0,11 µSv/h. La limite de dose réglementaire au public est établie à 1 mSv/an.

Figure 5.26 : Silos destinés aux déchets de retubage de Point Lepreau

5.11 Gestion des déchets radioactifs des réacteurs déclassés

Les réacteurs de Douglas Point, de Gentilly-1 et NPD sont actuellement à l’arrêt, partiellement déclassés et à l’état de stockage sous surveillance. Étant donné que ces installations contiennent des matières radioactives, notamment des déchets radioactifs provenant des activités préliminaires de déclassement, elles sont actuellement autorisées en tant qu’IGD. Pour obtenir de plus amples renseignements sur les activités de déclassement à chacun de ces sites, voir l’annexe 8.

5.11.1 Installation de gestion des déchets de Douglas Point

L’IGD de Douglas Point est située sur le site nucléaire de Bruce, à Kincardine (Ontario). Le prototype de réacteur de puissance CANDU qui s’y trouve a été mis à l’arrêt définitif en 1984 après 17 ans d’exploitation. Le déclassement a commencé en 1986 et le combustible usé a été transféré dans des silos de béton à la fin de 1987. EACL est responsable du déclassement de Douglas Point et les travaux connexes sont maintenant exécutés par les LNC aux termes d’un modèle d’OGEE.

Les déchets entreposés sont composés de produits de corrosion radioactifs et de produits de fission. Ils sont entreposés dans le bâtiment du réacteur et le bâtiment de service. Les déchets proviennent des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composants du réacteur et l’écran biologique
• produits de corrosion radioactifs et produits de fission déposés sur les surfaces des systèmes caloporteur et modérateur
• résines échangeuses d’ions, en provenance des systèmes caloporteur et modérateur, entreposées dans des réservoirs souterrains
• sol contaminé entreposé dans le bâtiment de service
• fûts d’acier contaminé provenant des plateaux de stockage du combustible
• DRMA entreposés dans le tunnel de transfert du combustible allant du bâtiment du réacteur à la piscine de réception

Les données de la surveillance régulière de l’environnement et des rejets confirment que l’installation continue de fonctionner de manière sûre.

Figure 5.27 : Douglas Point

5.11.2 Installation de gestion des déchets de Gentilly-1

L’IGD de Gentilly-1 est située sur le site de la centrale nucléaire de Gentilly-2 d’Hydro-Québec. EACL est responsable du déclassement de Gentilly-1 et les travaux connexes sont maintenant exécutés par les LNC. Voir l’annexe 4.8 pour obtenir de plus amples renseignements.

L’IGD de Gentilly-1 comprend des zones précises au sein des bâtiments de la turbine et de service, l’ensemble du bâtiment du réacteur, la zone d’entreposage des résines et la salle des silos de stockage du combustible usé.

Les déchets entreposés sont composés de produits de corrosion radioactifs et de produits de fission. Les déchets proviennent des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composants du réacteur et l’écran biologique
• produits de corrosion radioactifs et produits de fission déposés sur les surfaces des systèmes caloporteur et modérateur vidangés
• sol contaminé
• résines échangeuses d’ions en provenance des systèmes caloporteur et modérateur
• conteneurs d’équipement et de matières sèches de faible activité résultant de l’exploitation et des activités de déclassement antérieures

L’installation ne génère aucun rejet atmosphérique. Les données de la surveillance régulière de l’environnement et des rejets d’eaux usées confirment que l’installation continue de fonctionner de manière sûre.

Figure 5.28 : Gentilly-1

5.11.3 Installation de gestion des déchets du réacteur nucléaire de démonstration

Située à Rolphton (Ontario), l’IGD du réacteur NPD comprend la centrale déclassée du réacteur NPD. La centrale a été exploitée de 1962 à 1987, année de son déclassement à l’état d’installation d’entreposage temporaire statique par Ontario Hydro (maintenant OPG), avec l’aide d’EACL. En septembre 1988, une fois l’état statique atteint, Ontario Hydro a confié à EACL le contrôle de l’IGD. Depuis, différentes installations auxiliaires non nucléaires, comme l’aile de l’administration, le centre de formation, le bâtiment des pompes et deux grands entrepôts, ont été démolis, et les débris ont été évacués du site en vue de leur réutilisation, de leur recyclage ou de leur élimination. Le combustible usé a été transféré à la ZGD des LCR aux fins de stockage.

L’IGD du réacteur NPD est divisée en zones nucléaires et conventionnelles. Les déchets entreposés sont des déchets radioactifs induits, des produits de corrosion radioactifs et certains produits de fission. La radioactivité résiduelle présente à la centrale du réacteu NPD, après le retrait du combustible usé et de l’eau lourde, provient des sources suivantes :

• radioactivité induite dans les composants du réacteur et l’écran biologique (c.-à-d. les parois en béton entourant le réacteur)
• produits de corrosion radioactifs dans les systèmes caloporteur et modérateur vidangés
• faibles quantités de radioactivité dans les systèmes et composants auxiliaires et dans les matières entreposées dans la zone nucléaire

Les données de la surveillance régulière de l’environnement et des rejets confirment que l’installation continue de fonctionner de manière sûre.

Après la transition vers un modèle d’OGEE en 2015, EACL souhaite fermer le site du réacteur NPD grâce aux travaux exécutés par les LNC. EACL demeure propriétaire du site, mais les LNC sont responsables de l’installation, qui en est actuellement à la phase de stockage sous surveillance aux termes d’un permis de déclassement d’une IGD délivré par la CCSN. Le site du réacteur NPD se compose actuellement d’un nombre limité de structures comprenant le bâtiment du réacteur principal, un générateur diesel, un poste de garde et une cheminée de ventilation. Plusieurs structures temporaires sont progressivement ajoutées à l’appui du projet de déclassement.

Figure 5.29 : Réacteur nucléaire de démonstration (NPD)

5.12 Aire de stockage des déchets radioactifs – site-1

OPG est le propriétaire et l’exploitant de l’aire de stockage des déchets radioactifs – site-1 du site nucléaire de Bruce. L’installation sert au stockage des DRFMA produits par le réacteur de Douglas Point et ceux générés au début de l’exploitation des tranches 1 à 4 de Pickering. La majorité des déchets initiaux provenant de cette installation ont été récupérés et envoyés à l’IGDW à la fin des années 1990 et au début des années 2000. De petits volumes de déchets demeurent entreposés dans des tranchées à parois en béton armé fermées par des couvercles en béton et dans des monolithes ou des silos verticaux souterrains doublés.

L’installation est actuellement exploitée sous surveillance et n’accepte pas de nouveaux déchets. OPG surveille et entretient le site et les structures. Aucun nouveau déchet ne peut être ajouté sans l’approbation écrite préalable de la CCSN.

L’installation de traitement des solvants usés a été démolie en octobre 2019, après un processus rigoureux de contrôle radiologique dont les résultats ont été soumis à la CCSN et approuvés par celle-ci. En tant qu’installation plus âgée adjacente à l’IGDW, elle a été exploitée des années 1990 jusqu’en 2008 pour traiter les solvants utilisés aux centrales nucléaires de Bruce. Le 31 octobre 2019, le permis de déchets de substances nucléaires de l’aire de stockage des déchets radioactifs - site-1 a été modifié pour en retirer l’installation de traitement des solvants usés, à la suite de sa démolition.

Figure 5.30 : Aire de stockage des déchets radioactifs – site-1

5.13 Installation de gestion des déchets Western

OPG est le propriétaire et l’exploitant de l’IGDW située sur le site nucléaire de Bruce, près de Kincardine (Ontario). L’IGDW est composée de deux aires distinctes (voir la figure 5.31) :

• l’aire de stockage des DRFMA
• l’aire de stockage à sec du combustible usé (voir l’annexe 4.16)

L’aire de stockage des DRFMA permet la manutention, le traitement et le stockage sûrs des matières radioactives produites par les centrales nucléaires de l’Ontario (Pickering, Darlington et Bruce) et d’autres installations actuellement ou antérieurement exploitées par OPG ou par son prédécesseur, Ontario Hydro. Elle comprend différentes structures comme le bâtiment de réduction du volume des déchets et le bâtiment de maintenance des colis de transport. Les structures d’entreposage de cette installation comprennent des bâtiments de stockage en surface des DRFA, de bâtiments d’entreposage des déchets de réfection, des quadricellules, des conteneurs souterrains, des tranchées et des silos verticaux souterrains.

Le bâtiment de réduction du volume des déchets peut recevoir des DRFA et les trier en catégories traitables et non traitables. Le personnel peut traiter davantage certains déchets en les compactant ou en les incinérant avant leur entreposage. Le bâtiment comprend les zones principales suivantes :

• la zone de l’incinérateur des déchets radioactifs comprend l’incinérateur des déchets radioactifs, l’équipement connexe ainsi qu’un puisard d’eaux usées
• la zone de compactage, qui comprend un compacteur de boîtes et un atelier d’entretien civil; des ateliers de contrôle et d’entretien mécanique dans le bâtiment d’entretien des colis de transport, qui assurent la réparation et l’entretien de l’équipement
• la zone de manutention, de stockage et de tri des matières, qui permet le déplacement, le tri et le stockage temporaire des déchets reçus et traités; cette zone offre un accès rapide aux zones de l’incinérateur et de compactage
• le poste de commande, qui abrite le centre principal de contrôle des travaux; les alarmes de tous les services et systèmes de stockage des DRFMA sont supervisées à partir de ce local
• les zones de camionnage, qui créent un milieu protégé contre les intempéries pour la réception et le déchargement des DRFA
• les zones de l’équipement de ventilation, qui abritent les filtres et les ventilateurs d’admission d’air, les serpentins de chauffage ainsi que les filtres et les ventilateurs d’évacuation d’air; les moniteurs d’effluent radioactif en suspension dans l’air pour la ventilation des bâtiments et la sortie des incinérateurs de déchets radioactifs s’y trouvent également
• le local électrique et les aires d’entreposage, qui servent à l’entreposage de l’appareillage de commutation électrique et des centres de contrôle des moteurs ainsi qu’au stockage des matières autres que les déchets

Figure 5.31 : IGD Western

OPG a élaboré des LRD pour les rejets d’effluents radioactifs en suspension dans l’air en provenance de l’incinérateur de déchets radioactifs et de la ventilation active du bâtiment de réduction du volume des déchets et du bâtiment de maintenance des colis de transport ainsi que pour les rejets dans les eaux de surface et les eaux souterraines en provenance du système de drainage du site. Les effluents non radioactifs doivent respecter l’approbation environnementale délivrée pour l’IGDW par le ministère de l’Environnement et des Changements climatiques de l’Ontario. Les effluents, radioactifs ou non, sont maintenant tous inférieurs aux exigences réglementaires, comme par le passé.

La manutention, le traitement et l’entreposage sûrs des déchets radioactifs à l’IGDW exigent une combinaison de caractéristiques de conception, de procédures, de politiques et de programmes de surveillance. Les programmes requis sont axés sur la radioprotection, la santé et la sécurité au travail, la protection de l’environnement et des programmes de surveillance des différentes zones aussi bien que de l’installation dans son ensemble.

L’aire de stockage des DRFMA de l’IGDW a reçu environ 1 000 m³ de déchets radioactifs en 2019. La quantité annuelle peut varier considérablement en fonction des activités d’entretien des différentes centrales nucléaires. Les déchets sont ensuite traités, dans la mesure du possible, et placés dans la structure de stockage appropriée. À l’heure actuelle, on estime que 11 000 m³ de DRMA et 105 000 m³ de DRFA sont entreposés sur le site de façon temporaire.

Deux bâtiments d’entreposage des déchets de réfection se trouvent dans l’aire de stockage des DRFMA. Ces bâtiments reçoivent les déchets provenant de la réfection des tranches 1 et 2 de la centrale nucléaire Bruce-A. L’un des bâtiments contient les composants de tubage du réacteur (retubage) dans des boîtes en béton et en acier spécialement conçues, et l’autre abrite les générateurs de vapeur. Le calendrier des travaux pour la construction des structures d’entreposage des déchets de réfection future sera établi en fonction des besoins et, par conséquent, des plans de réfection élaborés pour les centrales nucléaires par le titulaire de permis de réacteur de puissance.

En 2019, l’IGDW (l’aire de stockage à sec du combustible usé et l’aire de stockage des DRFMA combinées) a rejeté 1,03×10¹³ Bq de tritium, 6,52×10² Bq de particules, 0 Bq d’iode 131 et 2,69×10⁹ Bq de carbone 14 dans l’air. Les rejets dans l’eau s’élevaient à 1,6×10¹¹ Bq de tritium et à 7,08×10⁷ Bq d’activité bêta brute. Ils sont de plusieurs ordres de grandeur inférieurs aux LRD et aux seuils d’intervention associés à l’IGDW.

Figure 5.32 : Structures de stockage souterraines destinées aux DRMA à l’IGDW

Figure 5.33 : Schéma des structures de stockage souterraines à l’IGDW (remarque : seuls deux des six revêtements en résine sont montrés)

Annexe 6 – Mines et usines de concentration d’uranium

6.1 Key Lake

Le minerai de McArthur River est traité à l’usine de concentration de Key Lake. La mine de McArthur River et l’usine de concentration de Key Lake ont suspendu leur production pour une période indéterminée et sont en mode d’entretien et surveillance depuis janvier 2018. Il y a des usines de concentration d’uranium et des installations de gestion des résidus (IGR) à Key Lake. Il y a également des zones de gestion des résidus qui ne sont pas en exploitation à Key Lake.

6.1.1 Gestion des résidus

Les activités de gestion des résidus à Key Lake visent à isoler et à stocker les résidus produits par le procédé de concentration de manière à protéger la population et l’environnement de toute incidence future. D’un point de vue conceptuel, cela consiste à confiner les solides et à traiter l’eau selon des normes de qualité acceptables en vue de son rejet dans l’environnement. Les précipités de métaux résiduels qui sont extraits de l’eau sont envoyés sous forme de solides dans l’IGR.

De 1983 à 1996, les déchets produits à l’usine de concentration de Key Lake ont été déposés dans une IGR en surface qui couvre une zone de 600 m² (36 hectares) par 15 m de profondeur. L’IGR a été construite cinq mètres au-dessus de la nappe phréatique au moyen de digues artificielles qui forment un périmètre de confinement et d’un revêtement en bentonique modifié pour sceller le fond et isoler les résidus des sols environnants.

Depuis 1996, la fosse de la mine à ciel ouvert épuisée Deilmann est utilisée comme IGR. Entrée en service en janvier 1996, elle sert au stockage des résidus produits par la concentration du minerai de McArthur River et des déchets spéciaux de McArthur River et de Key Lake. Cette IGR comporte une couche de drainage inférieure aménagée sur le socle rocheux de la fosse épuisée. Les résidus sont déposés sur cette couche de drainage et l’eau est continuellement pompée pour favoriser leur consolidation.

Les résidus étaient initialement placés dans la fosse par dépôt subaérien, l’eau étant extraite de la masse des résidus par la couche de drainage sous-jacente et un système de pompage de puits d’élévation. On a transformé l’installation en dépôt subaquatique en inondant partiellement la fosse.

Les résidus sont déposés sous la couverture aqueuse au moyen d’un système de conduites à trémie, ce qui offre des avantages du point de vue de la mise en place des résidus et de l’atténuation des émissions de radon. Dans ce système, les résidus sont déposés dans la fosse de la mine épuisée au moyen d’une stratégie de confinement dite de « ceinture naturelle ». L’eau résiduelle extraite de la masse de résidus est recueillie en vue de son traitement. Les résidus consolidés forment une masse de faible perméabilité par rapport à la zone à perméabilité plus élevée qui les entoure.

Après le déclassement, les eaux souterraines suivront la voie offrant la moindre résistance (c.-à-d. qu’elles s’écouleront de part et d’autre des résidus plutôt qu’au travers), minimisant ainsi les incidences environnementales. À la fin de 2019, l’IGR Deilmann (voir la figure 6.1) contenait 6,18 millions de tonnes de résidus.

Figure 6.1 : IGR Deilmann à Key Lake

6.1.2 Gestion des stériles

Les installations de gestion des stériles incluent deux installations de stockage des déchets spéciaux et trois zones de stockage des stériles. Ces dernières contiennent surtout des roches bénignes et ne sont donc pas dotées de systèmes de confinement ou de collecte des eaux d’infiltration. Les déchets spéciaux ont de faibles teneurs (non rentables) d’uranium, de sorte que ces matières sont confinées dans des installations spécialisées pourvues de doublures et de systèmes de collecte des eaux d’infiltration. Pendant les activités d’exploitation, les matières des zones de déchets spéciaux sont récupérées et mélangées au minerai à teneur élevée de McArthur River pour alimenter l’usine de concentration de Key Lake. Toutes les autres zones de stériles sont inactives.

De façon à minimiser la responsabilité en matière de déclassement associée à l’amas de stériles Deilmann North, environ 1,3 million de mètres cubes de stériles riches en nickel ont été excavés et placés dans la fosse Gaertner en 1998. En outre, 300 000 m³ supplémentaires ont été traités et utilisés pour le projet de stabilisation du mur ouest de l’IGR Deilmann en 2013. De la même manière, en 2017, 57 320 m³ de stériles riches en nickel ont été retirés de l’amas de stériles Gaertner et placés dans le banc sud de l’IGR Deilmann.

6.1.3 Déchets industriels contaminés

Les déchets industriels contaminés sont recyclés ou enfouis dans l’installation de gestion des résidus en surface (IGRS). Les produits de lixiviation de ces matières sont recueillis par le système de collecte des eaux d’infiltration de l’IGRS et sont retournés à l’usine de concentration pour être utilisés comme eau d’appoint pour les procédés ou encore sont traités et sont rejetés dans l’environnement. On estime que 11 300 tonnes de déchets contaminés non compactés ont été placés dans cette installation de 2015 jusqu’à la fin de 2019.

6.2 Rabbit Lake

Rabbit Lake est entrée dans une période indéfinie d’entretien et de surveillance, suspendant ses activités d’extraction et de concentration du minerai vers la moitié de 2016. Il y a des usines de concentration d’uranium et des IGR en exploitation à Rabbit Lake. Il existe également des zones de gestion des résidus qui ne sont pas en exploitation à Rabbit Lake.

6.2.1 Gestion des résidus

L’IGRS de Rabbit Lake a une superficie d’environ 53 hectares et contient environ 6,5 millions de tonnes de résidus déposés entre 1975 et 1985. Ces résidus proviennent tous du traitement du gisement minéralisé initial de Rabbit Lake. Les résidus contenus dans l’IGRS sont confinés par des digues de terre aux extrémités nord et sud et par des crêtes de substrat rocheux naturel le long des côtés est et ouest. L’IGRS fait actuellement l’objet de travaux de stabilisation à long terme et de restauration progressive.

En 1986, la mine à ciel ouvert de Rabbit Lake a été convertie en IGR au moyen de la technique dite de ceinture perméable. Depuis son entrée en service, l’IGR en fosse de Rabbit Lake sert de dépôt de résidus pour le minerai des mines de Rabbit Lake, de la zone B, de la zone D, de la zone A et d’Eagle Point (voir les figures 6.2 et 6.3). À la fin de 2019, cette IGR contenait 9,13 millions de tonnes (poids sec) de résidus.

La ceinture perméable, qui est composée de sable et de roche concassée, est placée au fond et contre les parois de la fosse avant le dépôt des résidus. Cette matière perméable permet de drainer l’excès d’eau dans les résidus vers un système de collecte des eaux d’infiltration, de recueillir l’eau contenue dans la roche hôte environnante et de maintenir ainsi un gradient hydraulique vers l’installation. L’eau recueillie est traitée avant son rejet dans l’environnement. Au moment du déclassement final et du retour à des conditions hydrogéologiques normales, les eaux souterraines s’écouleront de préférence au travers de la ceinture perméable plutôt qu’au travers des résidus de faible perméabilité. Le rejet des contaminants se limitera à la diffusion au travers de l’interface résidus-ceinture perméable.

Figure 6.2 : Installation de gestion des résidus en fosse de Rabbit Lake

Figure 6.3 : Installation de gestion des résidus en fosse de Rabbit Lake

6.2.2 Gestion des stériles

Le site minier de Rabbit Lake comprend un certain nombre d’amas de stériles propres et minéralisés produits au cours de l’exploitation de différents gisements depuis 1974. Une partie des stériles a été utilisée comme matériau de construction. Par exemple, des stériles ont été utilisés pour construire la route et la ceinture perméable de l’IGR en fosse de Rabbit Lake. Les déchets spéciaux d’Eagle Point sont entassés sur une plateforme d’entreposage dotée d’un revêtement, jusqu’à leur retour sous terre comme remblai. Certains amas de stériles ont été utilisés comme remblai et matériau de couverture dans leurs fosses respectives. Un amas de stériles principalement composé de sédiments de Rabbit Lake a été nivelé et sa végétation a été rétablie.

Selon les prévisions actuelles, il ne restera pas de stériles en surface à Eagle Point lorsque les activités d’extraction et de remblayage dans les gradins épuisés auront pris fin. Les amas de stériles de la zone A (28 307 m³ de déchets propres) et de la zone D (200 000 m³ constitués principalement de sédiments de fond de lac) ont été aplanis et nivelés et leur végétation a été rétablie. L’amas de déchets de la zone B contient 5,6 millions de mètres cubes de déchets stockés en un amoncellement couvrant une superficie de 25 hectares. L’amas de la zone B a été nivelé et remis en état au moyen d’une couverture artificielle sur laquelle se trouve une couche de till de 1 m recouverte de végétation et il a été doté de voies de drainage afin de favoriser le contrôle du ruissellement. La totalité des déchets spéciaux des mines à ciel ouvert de la zone A (69 749 m³), de la zone B (100 000 m³) et de la zone D (131 000 m³) ont été replacés dans les fosses et recouverts de couches de stériles ou de till propre avant que les fosses épuisées ne soient inondées.

L’amas de stériles ouest n^o 5 qui se trouve à proximité de l’IGR en fosse de Rabbit Lake renferme 6,89 millions de mètres cubes de résidus principalement constitués de grès ainsi que d’une certaine quantité de résidus de socle rocheux et de tills superficiels. Les déchets minéralisés sont stockés dans quatre amas (630 000 m³) situés à proximité de l’usine de concentration de Rabbit Lake. Les eaux de ruissellement et d’infiltration provenant de ces zones sont recueillies par l’IGR en fosse de Rabbit Lake.

6.2.3 Déchets industriels contaminés

Les matières radioactives et les autres matières contaminées provenant de la mine d’Eagle Point, de l’usine de concentration de Rabbit Lake et de la mine de Cigar Lake sont acheminées au site d’enfouissement des déchets contaminés, qui est situé du côté ouest de l’IGRS de Rabbit Lake. On estime que 587 m³ de déchets non compactés ont été placés dans cette installation en 2019.

6.3 McClean Lake

Il y a des usines de concentration d’uranium et des IGR en exploitation à McClean Lake.

6.3.1 Gestion des résidus

McClean Lake est la seule usine de concentration d’uranium ayant été construite en Amérique du Nord au cours des 20 dernières années. L’usine de concentration et l’IGR sont à la fine pointe des installations de traitement du minerai d’uranium à teneur élevée en ce qui a trait à la protection des travailleurs et de l’environnement. L’extraction à ciel ouvert du corps minéralisé initial (mine John Everett Bates ou JEB) a commencé en 1995. Une fois le minerai extrait et amassé, la fosse de la mine a été transformée en IGR (voir les figures 6.4 et 6.5). La conception de l’IGR a été optimisée en vue de son rendement, pendant l’exploitation et à long terme, au moyen de caractéristiques clés, par exemple :

• production de résidus épaissis dans le processus de concentration (ajout de chaux, de chlorure de baryum et de sulfate ferrique) afin d’enlever les contaminants environnementaux qui pourraient être présents dans la solution et d’obtenir des résidus stables du point de vue géotechnique et géochimique
• transport de résidus de l’usine de concentration à l’IGR au moyen d’un système de confinement à conduites à double paroi faisant l’objet d’une surveillance continue
• enfouissement final subaquatique des résidus dans la fosse JEB épuisée en vue d’un confinement à long terme sûr dans une installation souterraine
• utilisation d’une ceinture naturelle comme approche optimale de déviation des eaux souterraines autour du bouchon de résidus consolidés
• enfouissement des résidus épaissis sous une couverture d’eau dans la fosse à partir d’une barge; cette méthode minimise la ségrégation des matières fines et grossières, prévient le gel des résidus et améliore la protection radiologique grâce à l’atténuation des émissions de radon par la couverture d’eau
• drain de fond filtrant lié à des puits d’assèchement et d’élévation pour permettre la collecte et le traitement de l’eau interstitielle provenant de la consolidation des résidus
• recyclage de l’eau présente dans la fosse par une barge et un système de manutention à conduites à double paroi
• remblayage complet de la fosse, à son déclassement, au moyen de stériles propres et d’une couverture de till

À la fin de la période de référence (31 mars 2020), l’IGR JEB contenait 2,244 millions de tonnes (poids sec) de résidus.

Figure 6.4 : Établissement de McClean Lake avec l’IGR JEB située à gauche de l’usine de concentration

Figure 6.5 : Installation de gestion des résidus JEB à McClean Lake

6.3.2 Gestion des stériles

L’extraction à ciel ouvert à McClean Lake a été réalisée par fosses successives, incluant les fosses JEB, Sue A, Sue B, Sue C et Sue E (voir les figures 6.6 et 6.7). L’exploitation minière de la fosse Sue B a pris fin le 26 novembre 2008. Depuis la fermeture de Sue B, il n’y a plus d’exploitation à ciel ouvert à McClean Lake.

La majeure partie des déchets retirés des fosses à ciel ouvert JEB et Sue C consistaient en du mort-terrain ou du grès. Les monticules de mort-terrain et de stériles propres sont situés près des fosses. Le mort-terrain a servi à construire la plateforme de l’amas de stériles. Les déchets spéciaux provenant de l’exploitation des fosses Sue C et JEB ont été enfouis dans la fosse Sue C une fois l’extraction minière terminée.

Figure 6.6 : Zone d’extraction Sue à McClean Lake

Figure 6.7 : Fosse Sue E à McClean Lake

Tous les déchets (à l’exclusion du mort-terrain) de la fosse Sue A ont également été déposés dans la fosse Sue C épuisée. L’approche prudente a été adoptée en raison de l’incertitude quant à la ségrégation des déchets spéciaux en fonction de leur teneur en arsenic. Les stériles sont séparés en déchets propres et en déchets spéciaux en fonction de leur potentiel de génération d’acide (au moyen d’un test de laboratoire simple), de leur contenu radiologique (au moyen d’un scanneur de minerai) et de leur teneur en arsenic, un contaminant non radiologique prépondérant (au moyen d’un scanneur à fluorescence X qui a été mis à l’essai avec succès pendant l’exploitation de la fosse Sue A, puis intégré à la procédure de séparation). Les déchets spéciaux de Sue E ont également été placés dans la fosse Sue C épuisée, tandis que les déchets propres ont été accumulés dans un amas de stériles distinct de la fosse Sue E.

Toute la matière enlevée de la fosse Sue B a été catégorisée comme des déchets spéciaux et placée dans la fosse Sue E épuisée à une altitude inférieure à 400 m au-dessus du niveau de la mer. Au 31 décembre 2019, l’inventaire total de stériles à McClean Lake atteignait 51,2 millions de tonnes de matières propres (principalement des stériles) et 10,2 millions de tonnes de stériles minéralisés (déchets spéciaux).

6.3.3 Déchets industriels contaminés

Les zones d’extraction, de concentration et de traitement de l’eau de l’établissement de McClean Lake produisent des déchets présentant une contamination chimique ou radiologique. Les matières contaminées sont recueillies dans des bennes jaunes réparties en divers points du site, puis déposées dans le site d’enfouissement des matières présentant une contamination chimique ou radiologique contenues dans la fosse Sue C (anciennement située le long du périmètre de l’IGR JEB). À l’été 2017, le site d’enfouissement temporaire de déchets contaminés situé le long du périmètre de l’IGR JEB a été déclassé et un site d’enfouissement permanent de déchets contaminés a été mis en place sur une plateforme dans la fosse Sue C (site d’enfouissement de déchets contaminés de Sue C). Environ 17 000 m³ de déchets ont été relocalisés du site d’enfouissement temporaire au site d’enfouissement de déchets contaminés de Sue C, où ces déchets ainsi que les nouveaux déchets sont régulièrement compactés et recouverts. Le site d’enfouissement de déchets contaminés de Sue C a une capacité nominale située entre 57 000 et 65 000 m³; on estime que l’établissement de McClean Lake génère annuellement au maximum 1 500 m³ de déchets contaminés. Les déchets demeureront en place de manière définitive et seront recouverts lors du déclassement de la fosse Sue C à la fin de l’exploitation du site. Au cours de la période de référence (du 1^er avril 2017 au 31 mars 2020), environ 3 716 m³ de déchets contaminés ont été produits et placés dans le site d’enfouissement de déchets contaminés.

6.4 Cigar Lake

6.4.1 Gestion des résidus

Cigar Lake ne dispose pas d’usine de concentration et ne produit pas de résidus. Le minerai qui y est extrait est traité à l’usine de concentration de McClean Lake et les résidus produits sont déposés dans l’IGR JEB. L’extraction minière de l’uranium a été suspendue à Cigar Lake en mars 2020.

6.4.2 Gestion des stériles

À l’établissement de Cigar Lake, il y a quatre amas de stériles (amas A de stériles propres; amas A1 de béton et stériles bénins; amas B de déchets contaminés de faible teneur, y compris le bois, le métal et la roche; et amas C de stériles potentiellement réactifs à l’acide). Les stocks actuels découlent de l’aménagement minier et de l’exploitation du site. Les stériles sont classés comme des stériles propres ou bénins, des stériles potentiellement acidogènes ou des stériles minéralisés. Ces deux derniers types de stériles (amas B et C) sont entreposés temporairement sur des plateformes avec confinement à revêtement technique. Le lixiviat de ces zones est confiné et recueilli aux fins de traitement dans l’installation de traitement des eaux de la mine. Lorsque c’est possible, les stériles propres ou bénins sont utilisés comme remblai ou matériau de construction sur le site. Certains déchets de roche potentiellement réactifs à l’acide peuvent être utilisés comme remblai dans la mine, mais il est prévu que la majorité de cette matière sera transportée au site minier de McClean Lake en vue d’une évacuation dans une fosse épuisée. À la fin de 2019, l’amas B contenait 2 373 m³ de stériles et l’amas C en contenait 378 541 m³. Tous les stériles potentiellement acidogènes (amas C restant) seront transportés et stockés définitivement à McClean Lake dans un dépôt en fosse artificiel. Aucun stérile minéralisé, potentiellement acidogène ou autres déchets contaminés ou minéralisés demeureront en surface une fois le déclassement terminé.

6.4.3 Déchets industriels contaminés

Les déchets industriels contaminés sont placés sur l’amas B, un des monticules servant à recevoir les stériles minéralisés (décrits à l’annexe 6.4.2) à Cigar Lake, et dans d’autres zones d’entreposage autorisées. Ils seront en fin de compte stockés définitivement sous terre durant le remblayage des chambres et des galeries de la mine épuisée, ou dans d’autres emplacements approuvés. En 2019, tous les déchets industriels contaminés ont été transportés dans l’IGRS de Rabbit Lake aux fins de stockage définitif.

Figure 6.8 : Vue aérienne de l’établissement de Cigar Lake avec l’amas C de stériles en avant-plan à droite

6.5 McArthur River

6.5.1 Gestion des résidus

McArthur River ne dispose pas d’une usine de concentration et ne produit pas de résidus. Pendant les activités d’exploitation, le minerai de McArthur River est traité à l’usine de concentration de Key Lake. La production à la mine de McArthur River et à l’usine de concentration de Key Lake a été suspendue pour une période indéterminée et les deux installations sont en mode d’entretien et surveillance depuis janvier 2018.

6.5.2 Gestion des stériles

Les activités d’exploitation, d’aménagement et de forage exploratoire à l’établissement de McArthur River génèrent des stériles, qui sont classés en tant que stériles propres, stériles potentiellement acidogènes ou stériles minéralisés. Ces deux derniers types de stériles sont entreposés temporairement sur des plateformes avec confinement à revêtement technique. Les produits de lixiviation issus de ces plateformes sont confinés et pompés jusqu’aux installations de traitement des effluents. Les stériles propres sont stockés dans un amas qui n’est pas doté de systèmes de confinement et de contrôle des produits de lixiviation.

Les stériles minéralisés sont expédiés à l’établissement de Key Lake et utilisés comme matériau de mélange pour le minerai qui alimente l’usine de concentration de Key Lake. Les déchets potentiellement acidogènes sont concassés et triés, et les matières grossières sont utilisées comme granulat pour le béton servant au remblayage souterrain. Les stériles propres servent à l’entretien général des routes du site et du chemin de service entre McArthur River et Key Lake.

6.5.3 Déchets industriels contaminés

Une zone de transfert adjacente au chevalement du puits de la mine sert au triage et à l’entreposage temporaire des matières contaminées. Celles-ci sont expédiées à l’établissement de Key Lake où elles sont stockées définitivement dans l’IGRS.

Figure 6.9 : Vue aérienne de l’établissement de McArthur River avec les plateformes de stériles 1 à 4 en avant-plan au milieu

Annexe 7 – Zones de gestion des résidus des mines et usines de concentration d’uranium inactives
et sites contaminés

7.1 Introduction

On compte 20 sites de gestion des résidus issus des activités d’exploitation des mines d’uranium au Canada : quatre en Saskatchewan, deux dans les Territoires du Nord-Ouest et 14 en Ontario. La carte de la figure D.4 indique leur emplacement.

7.1.1 Saskatchewan

La Saskatchewan compte quatre sites inactifs de résidus d’uranium, soit Beaverlodge, Gunnar, Lorado et Cluff Lake. En septembre 2013, le projet Cluff Lake d’Orano a terminé ses activités de déclassement et le site a été délaissé. En 2020, Orano a demandé l’autorisation d’entreprendre le processus de transition du site de Cluff Lake vers le programme de contrôle institutionnel de la province de la Saskatchewan.

7.1.1.1 Beaverlodge

Cameco détient un permis d’exploitation d’une installation de déchets pour les propriétés déclassées de la mine et de l’usine de concentration d’uranium de Beaverlodge, près d’Uranium City, dans le nord-ouest de la Saskatchewan. L’extraction et la concentration du minerai sur ce site a commencé en 1952 et la concentration, en 1953. Les deux activités se sont poursuivies jusqu’à la fermeture de la mine en 1982 et les travaux de déclassement ont alors commencé pour se terminer en 1985. Depuis, le site se trouve en état de surveillance et d’entretien. Toutes les structures de la mine ont été retirées du site, les fosses ouvertes ont été remblayées entièrement et les puits de la mine ont été bouchés et déclassés.

Toutes les structures de contrôle associées à ce site sont passives et il n’y a pas d’usines de traitement des effluents. Le site comprend certaines routes, des amas de stériles et des zones de gestion des résidus (ZGR) qui sont couverts par des programmes d’inspection, de même que par des programmes de surveillance environnementale locaux et régionaux.

Les ZGR déclassées de Beaverlodge contiennent environ 5,6 millions de tonnes de résidus. De plus, 4,3 millions de tonnes de résidus ont été stockés définitivement sous terre, ce qui porte le total à 9,9 millions de tonnes de résidus de mine d’uranium à faible teneur. En outre, il abrite actuellement environ 4,8 millions de tonnes de stériles.

Au moment du déclassement en 1982, le site se composait de 70 propriétés distinctes couvrant environ 744 hectares. Il comptait 10 zones d’extraction qui ont produit 10,161 millions de tonnes de minerai d’une teneur moyenne en uranium de 0,25 % (de 0,10 % à 0,43 %). L’Industrial Reclaimed Sites Act de la Saskatchewan est entrée en vigueur plus tard et a établi un cadre de contrôle institutionnel pour la gestion provinciale à long terme des propriétés après leur déclassement. Par conséquent, cinq des 70 propriétés de Beaverlodge ont été exemptées de l’autorisation de la CCSN et ont été assujetties à ce cadre en 2009. Cependant, ces propriétés ne faisaient pas partie de l’inventaire radiologique global des déchets pris en compte dans le présent rapport. En 2019, 20 autres propriétés déclassées ont été libérées de l’obligation d’obtenir un permis de la CCSN et 19 d’entre elles ont été transférées au programme de contrôle institutionnel en 2020. Une propriété a été libérée sans condition en raison de l’absence de perturbation. Au total, il restait 45 propriétés visées par un permis de la CCSN à la fin de 2019.

Figure 7.1 : Site de l’ancienne usine de concentration de Beaverlodge

7.1.1.2 Gunnar

Le site minier de Gunnar est situé sur la pointe sud de la péninsule de Crackingstone, le long de la rive nord du lac Athabasca, à environ 25 km au sud-ouest d’Uranium City (Saskatchewan) (voir la figure 7.2). Le site a été abandonné en 1964 et n’a pas été déclassé de façon adéquate. Le site de Gunnar comprend des fosses à ciel ouvert et des mines souterraines, l’infrastructure minière, trois dépôts de résidus miniers et un amas de stériles. Le volume total de résidus miniers s’élève à 4,4 millions de tonnes, et le volume total de stériles est d’environ 2,2 à 2,7 millions de tonnes. La province de la Saskatchewan est désormais propriétaire du site, sous la responsabilité du ministère de l’Économie de la Saskatchewan. Le ministère a subséquemment nommé le Saskatchewan Research Council (SRC) comme chef de projet pour superviser la gestion et la remise en état du site minier de Gunnar.

Le 2 avril 2007, les gouvernements du Canada et de la Saskatchewan ont annoncé la première phase de la remise en état de l’ancien site minier d’uranium de Gunnar dans le nord de la Saskatchewan. Ces installations ont été exploitées, des années 1950 jusqu’au début des années 1960, par des sociétés privées qui ont depuis cessé leurs activités. Lorsque le site a été fermé, le cadre de réglementation en place n’était pas suffisant pour assurer le confinement et le traitement appropriés des déchets, ce qui a eu des répercussions environnementales sur les sols et les lacs de la région.

Depuis que la CCSN a délivré le permis au SRC en 2015, ce dernier a achevé la phase 1 de son projet, qui consistait à caractériser et à surveiller les déchets sur le site et à élaborer des plans de remise en état. Le SRC en est actuellement à la phase 2 du projet et a entrepris les travaux de remise en état suivants :

• aménagement de zones d’emprunt et construction d’une voie de transport
• terrassement, excavation et mise en place de stériles sur les surfaces principales et centrales de résidus de Gunnar
• présentation, examen et approbation du plan détaillé de remise en état pour les autres aspects du nettoyage

D’autres travaux de remise en état devraient se poursuivre jusqu’à la fin de 2024. Le permis actuel est valable jusqu’au 30 novembre 2024, mais devra être renouvelé une fois les travaux de remise en état terminés, et le site passera à la phase 3.

Figure 7.2 : Vue aérienne du site minier de Gunnar (photo prise par le SRC en 2017)

7.1.1.3 Lorado

L’ancienne usine de concentration de Lorado se trouve au nord du lac Athabasca, dans le nord-ouest de la Saskatchewan, à environ 8 km au sud-ouest d’Uranium City. L’usine de concentration de Lorado a été fermée en 1961 et des travaux de déclassement minimes ont été réalisés. Le site minier de Lorado se trouve à plusieurs kilomètres de l’usine de concentration et n’est pas visé par le projet de remise en état.

Lorsque l’exploitation du site de Lorado a cessé, les résidus d’uranium recouvraient une superficie d’environ 14 ha, y compris les résidus submergés dans le lac Nero à proximité. EnCana West Limited est propriétaire des terrains sur lesquels se trouve une portion des résidus non confinés provenant des activités de concentration de l’usine de Lorado. Le reste du site fait partie des terres de la Couronne provinciale. En 2008, EnCana West Limited a négocié un accord avec le gouvernement de la Saskatchewan. La société a versé une somme importante pour que le gouvernement de la Saskatchewan assume la responsabilité et le contrôle actuels et futurs du site.

La province de la Saskatchewan est désormais propriétaire du site, qui est administré par son ministère de l’Économie, lequel a par la suite désigné le SRC en tant que gestionnaire de projet responsable de superviser la gestion permanente et la remise en état du site de Lorado. Le permis actuel du SRC pour le site est valide jusqu’au 30 avril 2023.

Le SRC a terminé la remise en état du site de Lorado à la fin de l’année 2015 (voir la figure 7.3). En 2016, le SRC a terminé la mise en place du till dans les zones restantes de la couverture, a installé un enrochement sur la rive du lac Nero et a commencé la revégétalisation de la couverture, ce qui a mis fin aux travaux de remise en état active prévus pour Lorado. En 2017, le SRC a continué de surveiller l’environnement local et l’évolution de la revégétalisation de la couverture. En 2019, le SRC a présenté une demande de modification de son permis pour passer à la phase de surveillance à long terme. Le personnel de la CCSN a examiné la demande et fera en sorte que la modification du permis, par le fonctionnaire désigné, soit finalisée au milieu de l’année 2020.

Figure 7.3 : Site de résidus miniers à Lorado remis en état, juin 2019

7.1.1.4 Cluff Lake

Le projet minier de Cluff Lake (voir la figure 7.6), détenu et exploité par Orano Canada Inc., a débuté en 1980 et s’est terminé à la fin de 2002, lorsque les réserves de minerai ont été épuisées. Plus de 6 millions de livres d’octaoxyde de triuranium ont été produites au cours des 22 années du projet. Les installations comprennent l’usine de concentration et la zone de gestion des résidus (ZGR), quatre mines à ciel ouvert et deux mines souterraines, le camp des travailleurs et l’infrastructure du site.

À la suite d’une évaluation environnementale complète et d’un processus d’autorisation, incluant une importante participation du public, l’approbation réglementaire pour le déclassement a été accordée en 2004, avec des objectifs de déclassement convenus pour en arriver à un état final. Les travaux de déclassement physique visant à atteindre les objectifs à long terme ont été achevés en 2006. Au cours de la dernière période d’autorisation accordée par la CCSN à Cluff Lake, soit de 2009 à 2019, les derniers travaux mineurs de déclassement physique ont été achevés et la réalisation des objectifs de déclassement a été démontrée.

L’occupation continue du site a pris fin en 2013, accompagnée d’un programme de déclassement des infrastructures restantes pour soutenir les équipes de surveillance et d’entretien sur le site, ainsi que des travaux mineurs de remise en état pour préparer le site afin qu’il puisse être ouvert au public. Au cours des étés 2017 et 2018, les derniers travaux de terrassement ont été effectués pour préparer le site en vue de son transfert éventuel au Programme de contrôle institutionnel (PCI) de la Saskatchewan.

Le Rapport d’étude approfondie de la CCSN de 2003 a décrit que les effets du déclassement étaient largement positifs. Le déclassement consistait à retirer ou à stabiliser les structures construites et à remettre en état les zones perturbées. L’objectif principal d’Orano était d’enlever, de réduire au minimum ou de contrôler les sources potentielles de contamination et, ainsi, de réduire les effets environnementaux négatifs potentiels associés à la propriété déclassée. Le déclassement a été conçu de façon à réduire au minimum le recours à des activités de surveillance et d’entretien et de contrôle institutionnel à long terme, et a tenu compte des facteurs socioéconomiques. Les objectifs du déclassement ont été atteints.

En 2019, la CCSN a renouvelé le permis de Cluff Lake pour cinq ans. Tout en étant sous la surveillance réglementaire de la CCSN, les modifications demandées ont pour effet de préparer, sur le plan administratif, le transfert du site de Cluff Lake au PCI provincial. En janvier 2020, Orano a demandé l’autorisation de pouvoir commencer ce processus. Les principales activités de déclassement sont brièvement décrites dans les sous-sections ci-dessous.

7.1.1.4.1 Zone de l’usine de concentration

L’usine de concentration a été déclassée en deux phases qui se sont achevées en 2004 et 2005 (voir les figures 7.4 et 7.5). L’étendue des travaux de démolition de l’usine correspond à celle d’autres installations industrielles de taille comparable, des mesures spéciales ayant été prises pour protéger les travailleurs contre la contamination résiduelle et les risques industriels et empêcher la dissémination de contaminants dans l’environnement. Il ne restait que deux entrepôts qui servaient à l’entreposage et à la réparation d’équipement jusqu’en 2013, lorsqu’ils ont été démolis pendant la période de remise en état du site. Les déchets, de même que des volumes beaucoup plus importants de stériles, ont été stockés définitivement dans l’une des fosses à ciel ouvert du site. Après la démolition de l’usine de concentration, du till a été disposé sur toute la zone de l’ancienne usine pour servir de support de croissance aux espèces ligneuses indigènes plantées sur le site et pour garantir que les niveaux de libération radiologique soient atteints dans toute la zone.

Figure 7.4 : Zones de l’usine de concentration de Cluff Lake pendant son exploitation

Figure 7.5 : Zone de l’usine de concentration de Cluff Lake après le déclassement, mais avant la revégétalisation

Figure 7.6 : Zone de l’usine de concentration de Cluff Lake en 2017 avec la végétation établie

7.1.1.4.2 Zone de gestion des résidus

La ZGR de Cluff Lake consiste en un bassin de surface construit à l’aide d’une série de digues et de barrages artificiels qui couvrent environ 70 hectares. Elle se composait auparavant d’une zone de confinement des solides, d’une zone de décantation de l’eau et d’installations de traitement de l’eau (voir la figure 7.7). Les résidus épaissis étaient pompés jusqu’à la zone de confinement des matières solides où les matières liquides se consolidaient et se décantaient. L’eau de décantation et des eaux résiduelles d’autres sources étaient envoyées à une installation de traitement en deux étapes où avait lieu la précipitation du radium 226.

Les activités de déclassement de la ZGR ont débuté par le recouvrement progressif des résidus au moyen de till dans le but de favoriser la consolidation. Une fois la consolidation terminée, la couverture de la ZGR a été profilée afin d’assurer un drainage positif, en utilisant le till disponible localement et en le disposant en une couverture d’au moins un mètre d’épaisseur, puis le tout a été revégétalisé (voir la figure 7.8). Le nivellement et la couverture végétale facilitent l’écoulement des eaux de pluie et de fonte ainsi que l’évapotranspiration de l’humidité dans l’atmosphère, ce qui minimise l’infiltration nette dans les résidus. Une caractérisation exhaustive des résidus ainsi que de la géologie et de l’hydrogéologie du site a été effectuée afin d’acquérir des données fiables sur lesquelles fonder l’évaluation du rendement à long terme.

Avec plus d’une décennie de surveillance post-déclassement (2006 à 2018), on a obtenu suffisamment de données environnementales permettant de comparer la qualité de l’eau, les objectifs radiologiques ou les principaux éléments des modèles utilisés pour prévoir la qualité des eaux de surface à long terme (p. ex., les taux d’infiltration à travers la couverture du sol et les termes sources). Les modèles de déclassement des eaux souterraines et des risques écologiques ont été ainsi validés, et les prévisions à long terme demeurent à l’intérieur des limites des objectifs de déclassement. Lors de l’audience sur le renouvellement du permis en 2019, le personnel de la CCSN et la Commission ont conclu qu’Orano avait atteint les objectifs du plan de déclassement détaillé du projet de Cluff Lake. Un nouveau plan détaillé de post-déclassement a été accepté, ainsi qu’une garantie financière révisée qui reflète l’état du site déclassé.

Figure 7.7 : ZGR de Cluff Lake pendant son exploitation

Figure 7.8 : ZGR de Cluff Lake après le déclassement, mais avant le rétablissement de la végétation

7.1.1.4.3 Zone d’extraction

Les activités d’extraction comportaient quatre mines à ciel ouvert et deux mines souterraines (voir la figure 7.9). Une mine à ciel ouvert (fosse D) et l’amas de stériles connexe ont été remis en état au milieu des années 1980. Les données sur la qualité de l’eau de la fosse inondée montrent que la qualité des eaux de surface est stable et acceptable. Des espèces végétales natives ont été rétablies sur l’amas de stériles.

Deux fosses à ciel ouvert ont été utilisées pour le stockage définitif des stériles, l’une des deux ayant servi également à recevoir les déchets industriels pendant l’exploitation et le déclassement, y compris les déchets de démolition de l’usine de concentration.

Les principales activités de déclassement ont été les suivantes :

• démantèlement et élimination de toutes les structures de surface
• scellement de toutes les ouvertures d’accès (rampes, puits de ventilation) aux deux mines souterraines et prise de mesures pour permettre l’inondation naturelle des mines
• déplacement des stériles pour terminer le remblayage d’une mine à ciel ouvert (fosse Claude), puis nivellement et revégétalisation de ces zones
• enlèvement d’une partie des stériles, puis nouveau nivellement de ceux-ci dans une autre mine à ciel ouvert (fosse Dominique-Janine North), et inondation de cette mine et d’une mine contiguë (extension de la fosse Dominique-Janine) au niveau naturel dans le but de former un petit lac satisfaisant aux critères de qualité des eaux de surface (voir la figure 7.10)
• remise en état de l’amas de stériles restant de la fosse Claude par un talutage visant à assurer la stabilité à long terme, le compactage de la surface, la constitution d’une couverture de till et la revégétalisation
• nivellement et réinsertion de la végétation indigène de toutes les zones perturbées

Une caractérisation exhaustive des stériles, des formations géologiques de la région et de l’hydrogéologie du site a été réalisée afin d’obtenir des données fiables en vue d’évaluer le rendement à long terme. Le programme de surveillance post-fermeture vise notamment à vérifier les hypothèses principales retenues aux fins de l’évaluation du rendement à long terme. Onze piézomètres ont été enfouis dans la fosse Claude en 2010, et sept autres en 2012, afin de recueillir des données hydrogéologiques additionnelles en vue de leur comparaison avec les hypothèses principales. La modélisation des eaux souterraines et du transport des contaminants, ainsi que l’évaluation des risques pour l’environnement et la santé, ont été mises à jour pour le projet de Cluff Lake en 2019 (et font actuellement l’objet d’un examen technique par les organismes de réglementation). Cette mise à jour a permis d’intégrer les nouvelles données de surveillance ainsi que les données recueillies dans le cadre d’autres éléments du programme de suivi.

Figure 7.9 : Zones minières de Cluff Lake pendant les activités d’exploitation

Figure 7.10 : Déclassement des zones minières de Cluff Lake

Figure 7.11 : Zones minières de Cluff Lake 6 ans après le déclassement

7.1.2 Territoires du Nord-Ouest

Deux mines et usines de concentration d’uranium et sites de résidus inactifs autorisés se trouvent dans les Territoires du Nord-Ouest : la mine de Port Radium et la mine Rayrock.

7.1.2.1 Port Radium

Le site de Port Radium (voir la figure 7.12) est situé à Echo Bay (Territoires du Nord-Ouest), sur la rive est du Grand lac de l’Ours, environ 265 km à l’est de la communauté dénée de Deline, en bordure du cercle polaire arctique. La mine de Port Radium a été exploitée de 1932 à 1940, de 1942 à 1960, puis de 1964 à 1982 (pendant la dernière période, la mine a été exploitée pour extraire de l’argent). La zone autorisée s’étend sur environ 12 ha et pourrait contenir 1,7 million de tonnes de résidus d’uranium et d’argent (voir la figure 7.13). Elle a été partiellement déclassée en 1984 conformément aux normes de l’époque. En 2006, le gouvernement du Canada a conclu une entente avec la communauté locale et a parachevé la remise en état du site en 2007 aux termes d’un permis de la CCSN. En 2016, la CCSN a renouvelé pour dix ans le permis visant le site de la mine d’uranium fermée de Port Radium afin d’en poursuivre la surveillance et l’entretien à long terme. Dans le cadre du permis renouvelé, Affaires autochtones et du Nord Canada (AANC) continuera de surveiller le rendement et l’environnement, et présentera des rapports en vertu du permis.

AANC a prélevé des échantillons d’eaux de surface en 2016. Pour la période d’échantillonnage, les concentrations de radionucléides étaient inférieures aux limites de détection et aux critères relatifs à l’eau potable de Santé Canada. AANC est actuellement en train de réviser son programme de surveillance à long terme pour le site de Port Radium, car le programme a pris fin en 2016.

Figure 7.12 : Vue satellite de Port Radium, d’après Google

Figure 7.13 : Vue aérienne de la mine de Port Radium en 2002

7.1.2.2 Rayrock

Le site de Rayrock est situé dans les Territoires du Nord-Ouest, à environ 145 km au nord-ouest de Yellowknife. Des activités d’extraction et de concentration d’uranium se sont déroulées à la mine Rayrock de 1957 à 1959, année de l’abandon de la mine (voir la figure 7.14). Le site autorisé présente une superficie de 206 ha et comprend quelque 80 000 tonnes de résidus. En vertu d’un permis délivré par la Commission de contrôle de l’énergie atomique (qui est devenu un permis de la CCSN en 2001), AANC a déclassé et remis en état le site Rayrock (y compris le recouvrement des résidus) en 1996. Depuis 1996, le rendement du site fait l’objet d’une surveillance dont les résultats sont transmis dans des rapports. AANC a prélevé des échantillons d’eaux de surface en 2014.

Pour la période d’échantillonnage, la plupart des concentrations de radionucléides étaient inférieures aux limites de détection et toutes étaient inférieures aux critères relatifs à l’eau potable de Santé Canada.

En 2017, AANC a entrepris un programme sur le terrain pour recueillir des données supplémentaires afin de soutenir une mise à jour de l’évaluation des risques pour la santé humaine et l’environnement (ERSHE). En 2018, AINC a soumis une ERSHE actualisée, qui a été examinée par la CCSN et d’autres organismes gouvernementaux. Les résultats finaux seront utilisés pour soutenir des activités supplémentaires de remise en état et un plan révisé de surveillance post-remise en état.

Figure 7.14 : Vue aérienne de la mine Rayrock

7.1.3 Ontario

7.1.3.1 Région d’Elliot Lake

On trouve douze mines d’uranium inactives et dix zones de gestion des résidus (ZGR) d’uranium à Elliot Lake (Ontario) et à proximité. Toutes les mines d’uranium d’Elliot Lake sont entrées en service entre 1955 et 1958. En 1970, cinq mines avaient été fermées et, en 1992, la plupart avaient cessé leurs activités. À la fin de 1999, les travaux de déclassement des dernières mines restantes d’uranium d’Elliot Lake, soit les sites miniers Stanleigh, Quirke, Panel, Stanrock et Denison, étaient essentiellement terminés. Tous les sites ont été en grande partie déclassés. Tous les ouvrages des mines ont été recouverts ou bouchés, toutes les structures des installations ont été démolies et tous les sites ont été aménagés et revégétalisés.

Le minerai d’uranium de la région d’Elliot Lake est classé comme étant de faible teneur (contenant moins de 0,1 % d’octaoxyde de triuranium). Il contient également de la pyrite et des produits de décomposition de l’uranium, dont le radium 226. Lorsqu’ils sont exposés à l’oxygène et à l’eau, les résidus deviennent acidogènes et peuvent transporter des contaminants. La plupart des ZGR d’Elliot Lake sont donc dotées, dans une certaine mesure, d’un système de traitement des effluents.

Toutes les ZGR ont été fermées et toutes les activités de construction liées aux structures de confinement sont terminées. Actuellement, les sociétés minières réalisent des programmes de surveillance environnementale pour chaque site et pour la région entière, exploitent les usines de traitement des effluents et inspectent et entretiennent les sites.

Rio Algom Ltd. est responsable des sites miniers suivants : Quirke, Panel, Spanish American, Stanleigh, Lacnor, Nordic, Pronto et Milliken, et de leurs ZGR connexes. Rio Algom Ltd. est également responsable du site minier Buckles. Toutefois, les résidus de Buckles ont été stockés définitivement dans la ZGR du site Nordic. Denison Mines Inc. est responsable des sites miniers Denison, Stanrock et Can-Met et de leurs ZGR. Deux anciens sites miniers, Denison et Stanrock, font actuellement l’objet d’un permis de la CCSN.

En 2004, Rio Algom Ltd. a regroupé tous ses sites miniers d’Elliot Lake sous un seul permis de la CCSN délivré conformément au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

7.1.3.1.1   Traitement des effluents et surveillance environnementale

À Elliot Lake, on utilise deux types de couvertures sur les ZGR : couvertures sèches et couvertures humides. Quatre des ZGR (Lacnor, Nordic, Pronto et Stanrock) sont dotées de couvertures sèches, et la végétation de toutes les zones de résidus a été rétablie. En raison du rendement prévu des couvertures sèches, un traitement actif de l’eau est requis dans toutes les couvertures sèches de résidus pour corriger les problèmes d’acidification et de dissolution du radium dans les effluents. On prévoit que le traitement de l’eau à ces emplacements sera nécessaire pendant encore de nombreuses années, car le potentiel acidogène des résidus diminue lentement sous l’effet de l’infiltration des eaux de surface et de l’oxydation des résidus.

Les autres ZGR (Quirke, Panel, Stanleigh, Spanish American et Denison) sont toutes recouvertes d’eau et la plupart nécessitent également une forme ou une autre de traitement. Toutefois, le traitement requis est beaucoup moins intensif que celui qui est requis pour les ZGR à couverture sèche (la couverture d’eau minimise l’exposition à l’oxygène et l’acidification qui en résulte). À l’heure actuelle, plusieurs sites exigent seulement un traitement minimal, et les usines de traitement des effluents ne devraient pas être nécessaires pendant aussi longtemps que pour les installations à couvertures sèches.

En ce qui a trait à la surveillance environnementale, les titulaires de permis ont chacun mis en œuvre les deux programmes suivants à leurs ZGR : le Programme de surveillance opérationnelle des ZGR et le Programme de surveillance de la source d’origine. Le premier recueille des données sur le rendement des ZGR et facilite le processus décisionnel visant la gestion et la conformité des ZGR en matière de rejets. Le second vise à surveiller la nature et la quantité des rejets de contaminants dans le bassin hydrographique.

De plus, Rio Algom Ltd. et Denison Mines Inc. ont mis en œuvre conjointement deux programmes à la grandeur du bassin hydrographique, soit le Programme de surveillance du bassin hydrographique de la rivière Serpent et le Programme de surveillance en bassin. Le Programme de surveillance du bassin hydrographique de la rivière Serpent vise à évaluer les effets des rejets des mines et des changements de niveau d’eau sur le bassin hydrographique récepteur du point de vue de la qualité de l’eau et des sédiments, du benthos, de la santé des poissons et des doses de rayonnement et de métal auxquelles sont exposés les êtres humains et la faune. Le bassin hydrographique de la rivière Serpent compte plus de 70 lacs et neuf sous-bassins couvrant une superficie de 1376 km² et se déverse dans le lac Huron par la rivière Serpent. Quant au Programme de surveillance en bassin, il est axé sur les risques pour le biote s’alimentant aux ZGR et surveille les conditions physiques, chimiques et écologiques qui y prévalent, y compris les changements écologiques au fil du temps.

Les deux programmes ont un cycle quinquennal et ont été lancés en 1999. Le quatrième cycle de rapport s’est conclu en 2016 et la CCSN en a terminé l’examen en 2017.

La CCSN a examiné les résultats des différents programmes de surveillance mis en œuvre par Rio Algom Ltd et Denison Mines Inc. et a constaté que, dans l’ensemble, les conditions environnementales s’améliorent sur les sites d’Elliot Lake. Plus précisément, la qualité de l’eau s’améliore et l’incidence sur l’environnement, comme la diversité taxonomique moindre et l’abondance dans les communautés benthiques, est maintenant évidente seulement directement en aval des ZGR Quirke, Denison et Stanleigh. Bien que les lacs plus éloignés soient en bonne santé environnementale, les niveaux de contaminants des sédiments demeurent légèrement plus élevés, ce à quoi on devait s’attendre.

Ces sites continueront de nécessiter une surveillance et une gestion active jusqu’à ce que les effluents respectent les critères de décharge sans traitement. Ils exigeront ensuite une forme de surveillance et d’entretien continus (permanents).

7.1.3.2 Agnew Lake

La mine d’Agnew Lake, située à environ 25 km au nord-ouest de Nairn Centre (Ontario), a cessé ses activités en 1983. L’ancien site d’exploitation minière souterraine de l’uranium a été déclassé et surveillé par Kerr Addison Mines Ltd. de 1983 jusqu’en 1988. Il a été confié au gouvernement de l’Ontario au début des années 1990. Le ministère du Développement du Nord et des Mines (MDNM) de l’Ontario détient un permis de la CCSN pour la ZGR d’Agnew Lake. La ZGR renferme, selon les estimations, 1,35 million de m³ de matériau déposé et couvre environ 13 hectares et elle est entourée d’un barrage à l’ouest et d’une digue servant de barrière à l’est.

La réparation de la couverture de la ZGR est prévue et le MDNM a proposé d’ajouter du minerai de niobium et des résidus classés comme matières radioactives naturelles provenant de l’ancienne mine Beaucage près de North Bay, en Ontario, pour couvrir ces résidus. Selon le MDNM, la mise en place des déchets de niobium assurera un blindage pour les résidus existants, et la couverture du sol sur les déchets de niobium empêchera le contact avec les déchets de niobium et ramènera les doses de rayonnement gamma aux niveaux de fond.

Figure 7.15 : Zone de gestion des résidus d’Agnew Lake

7.1.3.3 Région de Bancroft

On trouve également des ZGR d’uranium aux mines Madawaska, Dyno et Bicroft dans la région de Bancroft (Ontario). La mine Madawaska est inactive depuis 1983, tandis que les activités aux mines Dyno et Bicroft ont cessé au début des années 1960.

7.1.3.3.1   Dyno

La propriété minière inactive de Dyno est située au lac Farrel, à environ 30 km au sud-ouest de Bancroft (Ontario). L’usine de concentration du site minier Dyno a été en service d’avril 1958 à avril 1960. La propriété comprend une mine d’uranium souterraine abandonnée et scellée, une usine de concentration en grande partie démolie, une zone de résidus, un barrage (voir la figure 7.16) et diverses routes. Le permis du site a été renouvelé en 2018 pour une période de 15 ans.

Le site est actuellement géré de manière sûre par EnCana West Ltd.

Figure 7.16 : Bassin principal de résidus du site minier Dyno

7.1.3.3.2   Madawaska

La propriété minière Madawaska est située à 6 km au sud-ouest de Bancroft (Ontario), sur la Route 28. Des opérations d’extraction et de concentration ont d’abord été effectuées à la mine Madawaska (Faraday) de 1957 à 1964, puis à nouveau de 1976 à 1982. Des activités de remise en état ont été menées de 1983 à 1992. Environ 4 millions de tonnes de déchets demeurent sur place. Ils couvrent une superficie de quelque 13 ha à une profondeur de 6 à 15 m et contiennent environ 9 x 10¹³ Bq de matières nucléaires. Le site est actuellement géré de manière sûre par EnCana West Ltd.

En 2018 et 2019, EnCana West Ltd. a déplacé 80 600 m³ de résidus des ZGR vers des chambres souterraines sous forme de remblayage par pâte afin d’améliorer la stabilité des piliers de couronne dans les chantiers de la mine déclassée. Entre 2017 et 2020, EnCana West Ltd. a retiré la couverture existante des deux zones de résidus, a profilé les surfaces afin d’améliorer le drainage de surface et a recouvert les résidus avec de nouvelles couvertures qui répondent aux normes modernes.

7.1.3.3.3   Bicroft

Les résidus d’uranium de l’installation de stockage des résidus Bicroft proviennent du traitement du minerai d’uranium à faible teneur effectué à la mine Bicroft de 1956 à 1962 (voir la figure 7.17). Les travaux de remise en état réalisés comprennent la végétalisation des résidus exposés en 1980 et la réfection des barrages en 1990 et 1997. En 2005, la société Barrick Gold a obtenu un permis de la CCSN pour le site de gestion des résidus Bicroft. Les résultats des tests sur les effluents déchargés respectent habituellement les Objectifs provinciaux de qualité de l’eau de l’Ontario, à quelques exceptions près. Par conséquent, dans le cadre de sa demande de permis, Barrick a effectué une évaluation préalable des risques pour la santé humaine et l’environnement afin de démontrer qu’il n’y a pas de risque déraisonnable pour la santé, la sécurité et l’environnement, et pour soutenir un programme d’échantillonnage des eaux de surface sur cinq ans.

Figure 7.17 : Déversoir du bassin de résidus sud de l’installation de stockage de résidus Bicroft

7.2 Terres contaminées de longue date

Des sites contaminés par des sols à très faible teneur en uranium et en radium résultant des premières activités industrielles (entre les années 1930 et 1950) ont été trouvés dans les années 1970 et sont assujettis à la surveillance du gouvernement du Canada par l’intermédiaire du BGDRFA depuis 1982. Aux termes d’un modèle d’OGEE, EACL est responsable du BGDRFA, mais ce sont les LNC qui exécutent les travaux pour le compte d’EACL.

Le Canada continue de réaliser des progrès dans l’acquittement de ses responsabilités historiques en matière de DRFA. Un objectif clé est que les LNC réduiront ou élimineront de manière appréciable, d’ici 2026, ces responsabilités grâce à une classification et à une caractérisation détaillées et à l’exécution sécuritaire des projets de remise en état. Les LNC faciliteront la gestion rentable à long terme des DRFA historiques, conformément à l’orientation stratégique établie par EACL.

Depuis la sixième réunion d’examen, les progrès suivants ont été réalisés :

• Les moyens de stocker définitivement les déchets produits lors du nettoyage de sites contaminés le long de l’ITN ont été définis et obtenus.
• Une caractérisation supplémentaire a confirmé que la majeure partie de la contamination à nettoyer sur les sites situés le long de l’ITN est inférieure au seuil de catégorisation des DRFA et constitue des matières radioactives naturelles.
• Les préparatifs pour commencer la remise en état des sites contaminés le long de l’ITN ont débuté; il est prévu de terminer de manière substantielle tous les travaux de remise en état d’ici 2026.

• Des travaux sélectifs de remise en état ont été entrepris dans la région du Grand Toronto en réponse aux demandes d’aide de propriétaires fonciers.

7.2.1 Initiative dans la région de Port Hope

Le 29 mars 2001, une entente a été signée par le gouvernement du Canada, représenté par le ministre des Ressources naturelles, et les collectivités de Port Hope, du canton de Hope et de Clarington en vue de la construction d’installations de gestion des déchets (IGD) à long terme pour les DRFA historiques et la remise en état des sites contaminés dans la région de Port  Hope. Les déchets se composent d’environ 2 millions de m³ de DRFA et de sols contaminés, les principaux contaminants étant le radium 226, l’uranium et l’arsenic.

Dans le cadre de cet accord, le gouvernement du Canada a établi l’IRPH pour évaluer et mettre en œuvre une solution à long terme afin de gérer les déchets des sites de la région de Port Hope. Cette initiative a été divisée en deux projets qui correspondent aux limites municipales. Le projet de Port Hope prévoit la remise en état et la gestion à long terme des déchets provenant de différents sites contaminés dans la municipalité de Port Hope (anciennement la ville de Port Hope et le canton de Hope). Le projet de Port Granby consiste à mettre en œuvre une approche de gestion à long terme des déchets radioactifs de l’ancienne IGD de Port Granby dans la municipalité de Clarington (voir la figure 7.18).

Les deux projets relèvent d’EACL, mais ils sont mis en œuvre par les LNC selon un modèle d’OGEE.

De grandes installations de gestion à long terme près de la surface pour les déchets de chaque projet de nettoyage sont construites ou en cours de construction : l’IGD à long terme de Port Hope et l’IGD à long terme de Port Granby. L’IGD à long terme de Port Hope, dont la capacité nominale est estimée à 1,8 million de m³, devrait accepter divers déchets provenant de la région. Il s’agit notamment de déchets provenant des principaux sites non autorisés de la municipalité de Port Hope, dont l’ancienne décharge municipale et le port. D’autres déchets, comme les matériaux de route et les sols contaminés provenant de propriétés privées, seront également inclus, ainsi que les déchets de l’ancienne IGD Welcome et les déchets historiques admissibles de l’installation de conversion de Cameco à Port Hope. Les déchets provenant des sites de consolidation et d’entreposage temporaire dans la collectivité, qui sont provisoirement gérés par le BGDRFA aux termes de son mandat, seront également inclus, de même que certains déchets industriels contaminés non radiologiques, à la demande de la municipalité et selon les termes de l’entente.

L’IGD à long terme de Port Hope constitue en fait une annexe agrandie de l’actuelle IGD Welcome dans la municipalité de Port Hope, qui contient actuellement environ 550 000 m³ de DRFA et de sols contaminés. Une évaluation environnementale a été réalisée et, le 5 novembre 2012, la CCSN a délivré un permis de dix ans à EACL pour le projet de Port Hope. Ce projet, ainsi que l’IGD à long terme de Port Granby, va de l’avant selon une approche progressive.

Le projet de Port Hope est actuellement rendu à la phase de mise en œuvre (phase 2), qui comprend la construction d’une nouvelle IGD à long terme et de l’usine connexe de traitement des eaux, la remise en état de l’installation existante et des sites contaminés dans la région de Port Hope, et enfin de la fermeture de l’IGD à long terme. L’usine de traitement des eaux usées (UTEU) de l’IGD à long terme a été achevée en 2016 et est maintenant opérationnelle. La construction du monticule de confinement a commencé à l’été 2016. La première cellule a été terminée à la fin de 2017. La mise en place des déchets sur le site de l’installation de Welcome a commencé en 2017 et a été suivie par la mise en place des déchets provenant de divers sites de la région de Port Hope en 2018. La remise en état des sites de Port Hope devrait être achevée en 2025-2026.

L’IGD à long terme de Port Granby, dont la capacité nominale révisée est d’environ 900 000 m³, n’accepte que les déchets provenant de l’IGD existante de Port Granby, située dans la municipalité de Clarington. Le site choisi pour ces déchets se trouve directement au nord-ouest de l’installation existante, éloigné de la rive du lac Ontario. Un processus d’évaluation environnementale s’est terminé pour ce projet le 29 novembre 2011, et la CCSN a délivré un permis de 10 ans à EACL pour le projet de Port Granby.

La phase de mise en œuvre (phase 2) du projet est actuellement en voie d’achèvement. Elle comprend la construction de la nouvelle IGD à long terme et de l’UTEU ultra-moderne qui y est associée. Cette phase comprend également le déclassement et la remise en état de l’installation existante, et sera suivie de la fermeture de l’IGD à long terme.

La construction du monticule de confinement a débuté au printemps 2016. Le 1^er novembre 2016, les premiers chargements de DRFA ont été transportés par camion à partir de la rive du lac Ontario vers la nouvelle IGD à long terme du projet de Port Granby, donnant le coup d’envoi à cet important projet d’assainissement de l’environnement. Le retrait des déchets hérités a été achevé en février 2020. La mise en place finale des déchets de matériaux d’infrastructure légèrement contaminés (provenant des routes de transport, des revêtements des fossés de drainage, etc.) prendra fin en 2020, après quoi le système de couverture sera installé à la fin de 2021.

Après l’achèvement des projets de Port Hope et de Port Granby et le recouvrement des deux IGD à long terme, les projets passeront à une phase de contrôle et de surveillance à long terme (phase 3).

Figure 7.18 : Plan conceptuel de Port Granby

7.2.2 Sites contaminés de Port Hope

L’IRPH est un projet financé par le gouvernement du Canada pour nettoyer les DRFA historiques dans les municipalités de Port Hope et de Clarington. Plus de 1 000 sites contaminés ont été trouvés à Port Hope. Ces sites comprennent des propriétés résidentielles et commerciales qui ne sont pas autorisées, et quatre sites autorisés qui ont été utilisés comme sites d’entreposage temporaire jusqu’à la construction de l’IGD à long terme. En raison des faibles niveaux de matières radioactives trouvés sur les sites non autorisés, le risque pour la santé et la sécurité du public et pour l’environnement est minime. Toutefois, il existe des restrictions concernant la perturbation du sol sur ces propriétés, et des contrôles administratifs doivent être réalisés avant de creuser. Une fois les activités de remise en état terminées, les restrictions visant les propriétés résidentielles seront levées.

Les sites autorisés sont bien connus de la collectivité et de la municipalité et ne seront pas aménagés davantage tant que les DRFA ne seront pas retirés et placés dans l’IGD à long terme. Il existe également des DRFA dans certains supports de chaussée et certaines infrastructures souterraines qui seront remis en état sur plusieurs années, car il faudra améliorer et réparer ces chaussées et infrastructures souterraines.

Le volume initialement estimé de sol contaminé à Port Hope était de 1,2 million de m³. Cependant, en raison du nombre de propriétés résidentielles où l’on a trouvé des DRFA, l’estimation initiale a plus que doublé. Le gouvernement du Canada reste convaincu que l’IGD à long terme sera en mesure d’accueillir les sols contaminés supplémentaires.

7.2.3 Site minier Deloro

L’exploitation du site minier Deloro a débuté dans les années 1860 avec une mine d’or souterraine, et les activités d’extraction minière, de raffinage et de production ont pris fin en 1961. Les opérations minières et industrielles ont donné lieu à de grands volumes de sous-produits qui ont été déposés sur le site Deloro en tant que déchets. Les déchets hérités comprennent des sols, des sédiments, des eaux souterraines et des eaux de surface contaminés par de l’arsenic, du cobalt, du cuivre, du nickel et de petites quantités de déchets radioactifs de faible activité. L’arsenic est le principal contaminant préoccupant sur le site Deloro. Les DRFA contenant de l’uranium et ses produits de désintégration provenant des opérations de raffinage passées de Port Hope constituent jusqu’à 6 % des déchets et coexistent avec des déchets dangereux non radioactifs.

Le site est sous la garde et le contrôle de la province de l’Ontario pour ce qui est de la gestion à long terme des sédiments, des sols et des déchets contaminés. La province a mis en œuvre un programme complet de surveillance et de remise en état de l’environnement. En août 2019, la CCSN a libéré le site minier Deloro de son contrôle réglementaire. Toutefois, en raison des niveaux élevés d’arsenic, le site continuera d’être soumis au régime réglementaire provincial de l’Ontario, qui exige la poursuite des activités de surveillance et d’entretien post-fermeture pour une durée indéterminée.

Figure 7.19 : Vue aérienne de la zone du ruisseau Young

Annexe 8 – Activités de déclassement

8.1 Laboratoires de Chalk River

Le site des LCR est situé dans le comté de Renfrew (Ontario), sur la rive de la rivière des Outaouais, à 160 km au nord-ouest d’Ottawa. Ce site, d’une superficie totale d’environ 4 000 ha, se trouve sur le territoire de la ville de Deep River. La rivière des Outaouais, qui coule du nord-ouest vers le sud-est, constitue la frontière nord-est du site. La réserve militaire de Petawawa jouxte la propriété des LCR au sud-est.

Le site des LCR a été établi au milieu des années 1940 et a abrité diverses activités et installations nucléaires principalement liées à la recherche. La majeure partie des installations nucléaires et des bâtiments connexes construits sur le site sont situés à l’intérieur d’une aire industrielle relativement petite adjacente à la rivière des Outaouais, près de l’extrémité sud-est de la propriété.

Jusqu’à présent, le rythme des travaux de déclassement aux LCR a été limité par la disponibilité de méthodes de stockage définitif possibles des déchets. La priorité a été donnée à la réduction des dangers et à l’atténuation des risques dans les installations qui représentent un danger et un risque élevés, et à la démolition des structures à faible risque pour lesquelles il existe des méthodes de gestion possibles des déchets. Les principales activités réalisées depuis la sixième réunion d’examen sont les suivantes :

• élimination de l’amiante dans de nombreuses installations, y compris l’annexe et le hall du réacteur NRX, le bâtiment B250 (laboratoire de chimie et de tritium) et le bâtiment B440 (eau de refroidissement de secours du réacteur NRU)
• réduction du risque d’incendie dans plusieurs installations à la suite de la mise en place des mesures découlant de l’analyse des risques d’incendie, notamment l’installation de systèmes de détecteurs d’incendie/de fumée et d’extinction des incendies, le cas échéant
• déclassement de l’atelier de menuiserie dans la zone active (B554)
• déclassement de la bibliothèque (B432)
• déclassement du bâtiment des évaporateurs d’eaux usées (B228)
• déclassement des réservoirs de décroissance du réacteur NRX (B103/104)
• vidange et déclassement de la piscine des barres J du réacteur NRX
• déclassement des bâtiments B102, B102x, B100x, B202 et B174 dans la zone active
• déclassement des bâtiments B498A, 404D, B542, B549, bâtiments du lac Perch, B458, B447, B592, B599, B580 dans la zone surveillée

La mise en œuvre d’un modèle d’OGEE aux LCR donne à EACL l’occasion d’accélérer considérablement les activités de déclassement du site. Jusqu’en 2026, les LNC mettront l’accent sur la réduction hâtive des passifs de l’empreinte de la zone supervisée, la constitution d’une main-d’œuvre qualifiée, le retrait des bâtiments redondants et le dégagement de l’espace pour les activités scientifiques et technologiques et les installations de soutien. Dans la zone contrôlée, le calendrier de réduction des risques dans les installations à risque élevé reposera sur la construction de l’IGDPS proposée pour permettre le stockage définitif des déchets. Les objectifs et les étapes prévus comprennent la réalisation des engagements pris en 2015 pour les 10 premières années de l’accord OGEE :

• rendement amélioré et durable en matière de normes environnementales et de normes de sûreté
• déclassement du réacteur NRX jusqu’à un état final convenu avec la CCSN
• mise en place du réacteur NRU dans un état de stockage sous surveillance
• réduction de l’empreinte de la zone contrôlée conformément au plan de déclassement
• déclassement et démolition des 28 bâtiments restants sur les quelque 120 bâtiments et plus visés dans les zones surveillées et contrôlées
• poursuite des activités de remise en état du site, et coordination de celles-ci avec la disponibilité de l’IGDSP proposée et du besoin de matériaux de couverture pendant l’exploitation de l’installation

Les LNC effectuent eux-mêmes la majorité des travaux de déclassement afin de réaliser des gains d’efficience et de réduire le risque associé aux installations à risque élevé redondantes. Dans la zone supervisée, des équipes intégrées perfectionnent leurs compétences en matière de déclassement des bâtiments à faible risque, ce qui les préparera à des travaux à plus haut risque dans la zone contrôlée. Grâce à cette approche progressive, les équipes de déclassement continuent d’apprendre et d’accroître leur expérience dans un contexte présentant un risque relativement faible, et pourront ensuite entreprendre des travaux dans des zones plus difficiles à mesure qu’elles deviendront plus compétentes dans le traitement et la gestion des risques industriels et radiologiques. L’approche soutient également l’acceptation et l’adaptation des contrôles des programmes pour l’ensemble du site afin d’établir un calendrier de déclassement accéléré.

L’expérience internationale en déclassement acquise dans de multiples sites a démontré que la mise en place d’un effectif formé et expérimenté, capable de passer d’un bâtiment à l’autre en fonction des conditions, constitue un élément clé de l’accélération sûre des projets de déclassement de cette envergure. En outre, la mise en place d’une équipe et de compétences de base permettra de réduire les incidents et les coûts, en particulier ceux associés à la réalisation par de multiples sous-traitants des travaux de diverses ampleurs sur un site où se déroulent parallèlement d’autres activités concurrentes. Le déclassement est coordonné en fonction des calendriers des projets d’immobilisation afin d’assurer la disponibilité de l’espace nécessaire aux nouvelles installations permanentes et aux installations temporaires visant à faciliter les travaux.

Jusqu’à ce que l’IGDSP proposée devienne opérationnelle en 2024, le déclassement dans la zone contrôlée visera à réduire les déchets radiologiques et à supprimer les zones et installations très préoccupantes. Ces travaux seront basés sur des évaluations des risques pour la santé, la sécurité et l’environnement. On cherchera d’abord à enlever les installations dans la zone contrôlée afin d’appliquer les exigences relatives à l’infrastructure temporaire et à l’accès, ce qui permettra d’entreprendre les travaux ultérieurs de déclassement et de démolition. Au cours de cette période, tous les déchets provenant de la zone contrôlée qui ne peuvent être libérés seront placés en entreposage temporaire.

Une capacité additionnelle d’entreposage provisoire des déchets a été établie, comme requis, pour combler les lacunes éventuelles. Toute modification du déroulement prévu des travaux sera évaluée au cours de l’élaboration des plans annuels des LNC, en tenant compte des nouveaux renseignements à mesure que les projets d’immobilisation avanceront, des modifications aux exigences relatives aux activités et du potentiel de hausse ou de diminution de la réduction des risques.

Les LNC prévoient commencer les travaux de démolition à grande échelle dans la zone contrôlée lorsque l’IGDSP proposée sera disponible, soit en 2024. Les travaux seront étroitement coordonnés dès le début des activités de remise en état de l’environnement à pleine échelle, qui permettront de fournir les matériaux de sol nécessaires au projet d’IGDPS en même temps que les débris de construction. Avec l’établissement de critères de remise en état et de nettoyage de l’environnement, les LNC passeront sans heurts de la démolition des bâtiments à la remise en état des sols. Ils devanceront le calendrier et réduiront les coûts en ayant recours au même personnel et aux mêmes équipements employés pour la démolition.

8.2 Installation de gestion des déchets de Douglas Point

L’IGD de Douglas Point est située sur les terrains de l’ancienne centrale nucléaire de Douglas Point, sur le site du complexe nucléaire de Bruce. La centrale, qui comportait un réacteur CANDU de 200 MW, a été mise en service en 1968. Elle appartenait à EACL et a été exploitée par Ontario Hydro (maintenant Ontario Power Generation [OPG]) jusqu’en 1984. Durant cette période, elle a généré 17 x 10⁹ kWh d’électricité et maintenu une capacité de 87,3 %.

Les principaux composants de la centrale de Douglas Point étaient le réacteur, le système caloporteur, les turbines et l’équipement de production d’électricité. Le réacteur était modéré à l’eau lourde, refroidi à l’eau lourde sous pression et alimenté à l’uranium naturel. Le cœur du réacteur contenait 306 tubes de force horizontaux contenant le combustible à l’intérieur du modérateur à l’eau lourde. Les pompes du système caloporteur faisaient circuler l’eau lourde sous pression dans les tubes de refroidissement du réacteur vers huit générateurs de vapeur où la chaleur était transférée aux circuits de vapeur et d’eau des générateurs de vapeur. On utilisait principalement du béton lourd, de l’acier et de l’eau comme matériaux de blindage pour protéger la zone environnante du rayonnement pendant le fonctionnement du réacteur. La vapeur produite était transférée à la turbine pour produire de l’électricité.

La centrale de Douglas Point a été définitivement mise à l’arrêt le 5 mai 1984 et placée en état de stockage sous surveillance, un état d’arrêt provisoire sûr et durable. La centrale de Douglas Point est alors devenue l’IGD de Douglas Point.

À la suite de l’arrêt du réacteur, le fluide du système caloporteur primaire et du modérateur (eau lourde) a été vidangé et expédié à d’autres centrales en exploitation. En février 1985, les barres de dopage ont été enlevées et expédiées aux LCR. Les matières dangereuses non radioactives (p.  ex., les matières combustibles et inflammables, les fournitures de laboratoire, les hydrocarbures) ont été identifiées et enlevées. On a terminé en 1987 le transfert du combustible usé de la piscine de stockage du réacteur vers la zone de stockage à sec construite à cette fin. Des activités mineures et majeures de décontamination (démontage, décontamination et consolidation) ont été effectuées en fonction des besoins. La totalité des principaux composants radioactifs ou contaminés par la radioactivité qui n’a pas été expédiée à des installations autorisées a été regroupée sur place. Le nombre de zones renfermant une contamination résiduelle importante ou des substances radioactives a été réduit à quelques emplacements. Des contrôles radiologiques ont été effectués à la fin de chaque activité de déclassement.

Une approche en trois phases a été établie en vue du déclassement du réacteur. À la phase 1, l’installation a été mise en état d’arrêt sûr durable. La phase 2 est une période de stockage sous surveillance. Le déclassement final est effectué au cours de la phase 3. L’IGD de Douglas Point est actuellement rendue à la phase 2, soit la phase de stockage sous surveillance dans le cadre d’un programme de déclassement différé.

Les LNC ont demandé à la CCSN une modification de leur permis afin d’entreprendre la phase 3 du déclassement, et une audience est prévue en 2020.

8.3 Installation de gestion des déchets de Gentilly-1

L’IGD de Gentilly-1 est constituée d’un réacteur prototype partiellement déclassé et en arrêt définitif, ainsi que des structures et des équipements auxiliaires connexes. Cette installation se trouve actuellement dans un état de stockage sous surveillance à long terme dans le cadre d’un programme de déclassement différé. Situé sur la rive sud du fleuve Saint-Laurent, à quelque 15 km à l’est de Trois-Rivières (Québec), le complexe Gentilly abrite l’IGD de Gentilly-1 et la centrale de Gentilly-2, laquelle est dotée d’un réacteur CANDU de 600 MW qui a été mis à l’arrêt en 2012 (pour plus d’information sur Gentilly-2, voir l’annexe 8.4).

La centrale de Gentilly-1 est dotée d’un réacteur CANDU BLW-250 qui a été mis en service en mai 1972. Elle a été exploitée de façon intermittente pour un total de 183 jours de pleine puissance efficace jusqu’en 1978, alors qu’il a été déterminé que certaines modifications et d’importantes réparations étaient nécessaires. La centrale a été fermée temporairement en 1980; toutefois, il a été décidé en 1982 de ne pas la remettre en état.

Les principaux composants de la centrale de Gentilly-1 étaient le cœur du réacteur, le système caloporteur, les turbines et le blindage. Le réacteur était modéré à l’eau lourde, refroidi à l’eau légère et alimenté à l’uranium naturel au moyen de pastilles de dioxyde d’uranium gainées de zircaloy. La cuve du réacteur était une cuve cylindrique verticale contenant le modérateur à l’eau lourde et traversée par 308 tubes de force insérés dans des tubes de calandre. La chaleur produite par le combustible nucléaire (surtout par ébullition) était retirée au moyen du fluide de refroidissement à l’eau légère pompé dans des collecteurs d’admission et de sortie ainsi que dans des conduites d’alimentation en circuit fermé. La vapeur produite par le cœur du réacteur était séparée du fluide de refroidissement dans le générateur de vapeur avant d’être acheminée au turboalternateur.

La décision de placer le réacteur à l’état d’arrêt permanent a été prise en 1984. Un programme de déclassement de deux ans a commencé en avril de la même année dans le but de mettre Gentilly-1 dans un état d’arrêt provisoire sûr et durable équivalant au stockage sous surveillance. À la suite de cette décision, le modérateur (eau lourde) a été vidangé et expédié à d’autres centrales en exploitation. Les matières dangereuses non radioactives (p. ex., les matières combustibles et inflammables, les fournitures de laboratoire, les hydrocarbures) ont été identifiées et enlevées. Le transfert du combustible usé de la piscine de stockage du réacteur vers la zone de stockage à sec en silos construite à cette fin s’est achevé en 1986. Des activités mineures et majeures de décontamination (démontage, décontamination et consolidation) ont été effectuées en fonction des besoins. La totalité des principaux composants radioactifs ou contaminés par la radioactivité qui n’ont pas été expédiés à d’autres installations autorisées a été regroupée sur place dans le bâtiment du réacteur ou celui des turbines. Le nombre de zones renfermant une contamination résiduelle importante ou des substances radioactives a été réduit à quelques emplacements. Des contrôles radiologiques ont été effectués à l’issue de chaque activité de déclassement.

Une approche en trois phases a été établie en vue du déclassement du réacteur. À la phase 1, l’installation a été mise en état d’arrêt sûr durable. La phase 2 couvre une période de plus de 30 années de stockage sous surveillance. Le déclassement final, prévu sur environ dix ans, est effectué au cours de la phase 3. L’IGD de Gentilly-1 est actuellement rendue à la phase 2. Au cours de la période de référence, les LNC ont poursuivi une campagne d’enlèvement des déchets actifs secs qui ont été entreposés dans le bâtiment du réacteur de Gentilly-1 pendant la phase 1 du déclassement. Les résines actives entreposées dans des réservoirs souterrains sur le site de Gentilly-1 ont maintenant été enlevées, réduites et stockées aux LCR. Les LNC ont continué d’éliminer les risques industriels de l’installation de Gentilly-1, notamment l’amiante et les biphényles polychlorés.

8.4 Centrale nucléaire de Gentilly-2

À la suite de la décision du gouvernement du Québec et sur recommandation d’Hydro-Québec l’exploitation commerciale de Gentilly-2 a pris fin le 28 décembre 2012. La centrale nucléaire a été placée en état d’arrêt garanti et les activités de déclassement sont en cours. Hydro-Québec a adopté une stratégie de déclassement différé. Les activités relevant de cette stratégie sont divisées en plusieurs phases, dont les trois premières sont :

1. la phase de stabilisation (2013-2014)
2. la phase de préparation au stockage sous surveillance (2015-2020)
3. la phase de stockage sous surveillance (2021-2057)

La figure 8.1 montre le calendrier des principales activités de déclassement de Gentilly-2 et les sous-sections suivantes décrivent ces activités.

Figure 8.1 : Calendrier des principales activités de déclassement à la centrale de Gentilly-2

8.4.1 Phase de stabilisation

Au cours de cette phase, qui s’est déroulée en 2013-2014, la reconfiguration de la centrale a été planifiée et des préparatifs ont été effectués afin d’atteindre la phase de stockage sous surveillance et de transfert du combustible.

Les principales activités ont été les suivantes :

• retrait du combustible usé du réacteur et stockage en piscine
• vidange des circuits d’eau lourde (caloporteur et modérateur) et stockage de l’eau
• vidange de grands volumes (eau légère, hydrocarbures)
• arrêt des systèmes qui ne sont plus nécessaires
• mise en place de programmes de surveillance pour la phase suivante (environnement, radioprotection, sûreté)

8.4.2 Phase de préparation au stockage sous surveillance

Cette phase en cours, prévue pour 2015-2020, consiste à terminer le transfert du combustible usé stocké en piscine vers l’installation de stockage à sec sur le site sécurisé de la centrale de Gentilly-2. Deux unités de stockage supplémentaires ont été construites pour entreposer tout le combustible usé actuellement dans la piscine. Les autres activités prévues pour cette phase concernent principalement l’établissement d’un programme d’entretien préventif, la gestion du vieillissement des systèmes, des structures et des composants et la surveillance de l’environnement.

Au début de l’année 2015, une organisation chargée de réaliser cette phase est devenue opérationnelle, et a été dotée des ressources humaines et budgétaires nécessaires à l’accomplissement de son mandat.

8.4.3 Phase de stockage sous surveillance

L’ancienne centrale nucléaire passera en mode de stockage sous surveillance pendant environ 36 ans, soit de 2021 à 2057, avant que la préparation et l’exécution des activités de démantèlement ne soient entreprises. Le début du transfert du combustible usé vers le site de stockage national à long terme est prévu en 2048. La remise en état définitive du site sera achevée en 2064.

8.5 Site minier de Gunnar

Le projet de remise en état du site minier de Gunnar est situé à l’extrémité sud de la péninsule de Crackingstone, le long de la rive nord du lac Athabasca, à environ 25 km au sud-ouest d’Uranium City (Saskatchewan). Le site a été abandonné en 1964 et n’a pas été déclassé de façon adéquate. Le site de Gunnar comprend des fosses à ciel ouvert et des mines souterraines, l’infrastructure minière, trois dépôts de résidus miniers et un amas de stériles. Le volume total de résidus miniers s’élève à 4,4 millions de tonnes et le volume total de stériles est d’environ 2,2 à 2,7 millions de tonnes. Le ministère de l’Énergie et des Ressources de la Saskatchewan est devenu propriétaire du site et il a subséquemment nommé le SRC pour diriger et superviser le projet de gestion et de remise en état en cours du site minier de Gunnar.

En janvier 2015, la Commission a délivré au SRC, à la suite d’une audience publique, un permis pour le projet de remise en état du site de Gunnar, lequel est valide jusqu’au 30 novembre 2024. Les travaux de remise en état sont divisés en trois phases. La phase 1, maintenant achevée, visait la caractérisation et la surveillance des déchets sur le site ainsi que l’élaboration des plans de remise en état. La phase 2 vise à mettre en œuvre les plans de remise en état. Enfin, la phase 3 comprendra la surveillance et l’entretien à long terme afin de veiller à ce que le site demeure stable et sûr.

Le SRC est actuellement rendu à la phase 2 du projet et a réalisé les travaux suivants de remise en état :

• aménagement de zones d’emprunt et construction d’une voie de transport

8.6 Réacteur nucléaire de démonstration (réacteur NPD)

Le site du réacteur NPD est situé dans le comté de Renfrew (Ontario), près de la rive ouest de la rivière des Outaouais, à environ 3 km en aval du barrage et de la centrale Des Joachims, à 25 km en amont des LCR et à 15 km de la ville de Deep River. La centrale nucléaire a été mise en service en octobre 1962 et a été exploitée par Ontario Hydro (maintenant OPG) jusqu’en mai 1987.

En 1988, les responsabilités en matière d’exploitation et de conformité ont été transférées d’Ontario Hydro à EACL. La centrale a été placée en état de stockage sous surveillance, en vertu d’une stratégie de déclassement différé. Après l’arrêt du réacteur, l’eau lourde du circuit caloporteur primaire et du circuit du modérateur a été retirée et expédiée hors site. Le réacteur a été déchargé de son combustible, et les grappes de combustible ont été transférées aux LCR aux fins d’entreposage. L’équipement de déminéralisation a été retiré des différents systèmes du processus nucléaire et transféré aux LCR. Des activités majeures et mineures de décontamination ont été effectuées en fonction des besoins. L’installation a été divisée en une zone nucléaire et une zone non nucléaire, toute structure ou tout équipement radioactif ou contaminé par la radioactivité étant confiné dans la zone nucléaire. Toutes les voies de communication entre les deux zones ont été obturées, scellées ou verrouillées en permanence.

Le site du réacteur NPD comporte un nombre limité de structures, notamment :

• le bâtiment principal (bâtiment du réacteur et bâtiment des turbines) qui abrite le prototype producteur d’électricité d’un réacteur CANDU de 20 MW partiellement déclassé, ainsi que les structures et services souterrains connexes
• la cheminée de ventilation
• l’enceinte de la génératrice diesel
• deux conteneurs maritimes
• la conduite de décharge de pression
• les fondations de plusieurs structures qui ont déjà été enlevées : stations de pompage, garage des véhicules d’urgence, centre de formation, camps de construction, entrepôts, réservoir d’arrosage, transformateur, bâtiment administratif
• deux sites d’enfouissement sur le site, qui sont actuellement fermées

Le site fait actuellement l’objet d’un permis d’installation de déchets et appartient toujours à EACL; toutefois, il est exploité par les LNC. Depuis le passage au modèle d’OGEE en 2015, les LNC poursuivent une approche de déclassement accéléré pour le site du réacteur NPD.

Les LNC proposent maintenant le déclassement in situ du site NPD. Bien qu’elle ne soit pas courante, cette approche a été utilisée dans d’autres sites ailleurs dans le monde. Elle a pour but de réduire la radioexposition des travailleurs, les besoins de manutention et de transport, ainsi que les risques pour les travailleurs et l’environnement.

Les activités proposées de déclassement in situ comprennent :

• l’assemblage et l’exploitation de l’installation de mélange de coulis
• l’enlèvement de la structure en surface et le dépôt des matières contaminées dans la structure souterraine
• l’utilisation de coulis pour sceller la structure souterraine, la cuve du réacteur et tous les systèmes, composants et matériaux contaminés
• l’installation d’une couverture de béton et d’une barrière artificielle sur la zone scellée par du coulis
• la remise en état finale du reste du site
• la préparation des activités à long terme de surveillance et d’entretien

À partir de 2016, dans le cadre du processus d’évaluation environnementale réalisé en vertu de la LCEE 2012, les LNC ont commencé à préparer un énoncé des incidences environnementales qui sera soumis à la CCSN pour examen. Dans le contexte du processus d’évaluation environnementale obligatoire, les LNC demanderont également à la CCSN de modifier son permis afin de lui permettre de réaliser les activités de déclassement proposées.

Lorsque la CCSN aura autorisé le projet, il faudra environ deux ans pour déclasser le site du réacteur NPD. Une fois terminées les activités de remise en état du site, celui-ci sera placé en état de surveillance à long terme dans le cadre d’un programme dont la durée sera déterminée au moyen d’un processus d’analyse de la sûreté.

Les LNC n’ont pas encore présenté de demande d’autorisation ou de dossier de sûreté à l’appui du déclassement in situ aux fins d’examen réglementaire. La Commission tiendra vers la fin de 2021 une audience visant à examiner la proposition.

8.7 SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council

Le SRC a exploité un réacteur nucléaire de recherche SLOWPOKE-2 pendant 37 ans, entre 1981 et 2018. En 2019, le SRC a demandé à la CCSN un permis de déclassement de l’installation nucléaire, qui lui a été accordé plus tard au cours de la même année.

L’installation est située dans la ville de Saskatoon (Saskatchewan). Le réacteur constituait une source de neutrons pour l’analyse par activation neutronique et la production d’isotopes et il a été utilisé à des fins d’enseignement en collaboration avec l’Université de la Saskatchewan.

Le réacteur SLOWPOKE-2 était un réacteur de recherche de type conteneur scellé en piscine de 20 kW, refroidi et modéré à l’eau légère, et qui utilisait de l’uranium hautement enrichi. Le cœur était refroidi par convection naturelle et était entouré d’un réflecteur en béryllium. L’installation comprenait la salle du réacteur, deux salles pour les équipements de soutien et une salle d’entreposage des échantillons. Le réacteur lui-même était situé dans un puits en béton, sous le plancher de la salle du réacteur.

Lors du déclassement, le bâtiment et les structures restantes ont été inspectés pour détecter toute contamination. Les déchets produits par le projet de déclassement ont été séparés, et les éléments non radioactifs ont été réutilisés et recyclés dans la mesure du possible. Le déclassement de l’installation a produit environ 8 m³ de déchets radioactifs solides qui ont été transportés vers une installation autorisée de gestion des déchets radioactifs. L’eau de la piscine du réacteur a été purifiée par des colonnes échangeuses d’ions et rejetée dans les égouts de la ville après s’être assuré qu’elle était exempte de contaminants. Le combustible a été rapatrié aux États-Unis dans le cadre de l’accord Canada-États-Unis pour le retour du combustible d’UHE usé dans le pays d’origine.

Le petit stock de matières dangereuses non radioactives a été évacué conformément à la réglementation en vigueur.

Le projet prendra fin en 2020, date à laquelle le SRC devrait demander à la CCSN un permis d’abandon d’une installation nucléaire. Le SRC prévoit remettre l’installation dans un état qui en permettra l’utilisation sans restriction.

8.8 Laboratoires de Whiteshell

8.8.1 Contexte

Les Laboratoires de Whiteshell (LW) sont un établissement de recherche et d’essais nucléaires mis en place au début des années 1960 par EACL pour étudier les versions à température élevée de son concept de réacteur CANDU. À la fin des années 1990, EACL a décidé de mettre un terme aux programmes et aux activités de recherche aux Laboratoires de Whiteshell et a commencé à planifier sa fermeture et son déclassement. Le site appartient toujours à EACL, mais il est maintenant exploité par les LNC dans le cadre d’un accord d’OGEE.

Les LW sont situés au Manitoba sur la rive est de la rivière Winnipeg, à environ 100 km au nord-est de Winnipeg, à 10 km à l’ouest de Pinawa et à 9 km en amont de Lac du Bonnet. Les principales structures situées sur le site comprennent le réacteur Whiteshell-1, le bâtiment principal du réacteur (bâtiment B300), d’autres installations de recherche et de soutien ainsi qu’une zone de gestion des déchets radioactifs dans laquelle se trouve l’installation de silos en béton destinés au stockage à sec du combustible usé.

Les Laboratoires de Whiteshell détiennent un permis de déclassement d’un établissement de recherche et d’essais nucléaires, délivré en 2002, renouvelé en 2008, puis modifié en 2016. En 2014, le permis a été transféré aux LNC qui en sont devenus le titulaire. Le permis a été renouvelé en 2018 et 2019 et est actuellement valide jusqu’au 31 décembre 2024.

Pendant la période initiale de six ans du permis de déclassement (de 2002 à 2008), les activités de déclassement visaient la fermeture et la décontamination des bâtiments et installations nucléaires et de production d’isotopes. En outre, deux installations nucléaires, l’accélérateur Van de Graaff et le générateur de neutrons, ont été entièrement déclassés au cours de cette période.

Les LNC continuent de déclasser les LW. Le permis actuel de déclassement expire en décembre 2024. Les principales activités réalisées depuis la sixième réunion d’examen comprennent la démolition des installations suivantes, et la remise en état des lieux :

• bâtiment de recherche et développement B300, étapes 4 et 7, pour une empreinte totale de 2 435 m²
• sept bâtiments d’entreposage (B306, B532, B409, B416, B427, B428, B418), pour une superficie totale de 814 m²
• centre de décontamination B411, pour une empreinte de 535 m²
• entrepôt de matériaux B415, côté sud, pour une empreinte de 1 922 m²
• bâtiment de manutention de matériaux B408, côté sud, pour une empreinte de 1 622 m²
• bâtiment d’alimentation de l’incinérateur de matières organiques et incinérateur de matières organiques, situé dans la zone de gestion des déchets, pour une empreinte de 25 m²
• installation d’essai de combustion avec ventilation à grande échelle, y compris 4 structures (B308, B311, B309, B310), pour une empreinte totale de 360 m²
• bâtiment de recherche et développement B300, étape 6, également connu sous le nom de boucle d’essai thermohydraulique RD-14M, pour une empreinte de 448 m²
• installation d’essai de combustion B303 et laboratoire de recherche sur la dynamique des gaz B304, pour une empreinte totale de 1 329 m²

Pour la prochaine période d’autorisation, les LNC proposent de prolonger les activités de fermeture du site jusqu’en 2027 et de déclasser le réacteur WR-1 in situ, ce qui constitue une approche différente de ce qui est actuellement autorisé par le permis qui doit être soumise à l’approbation réglementaire.

Pour les déchets actuellement présents sur le site, les LNC prévoient les mesures suivantes :

• transférer certains DRFA et d’autres déchets appropriés de Whiteshell aux LCR pour les placer en stockage définitif dans l’IGDSP proposée
• transférer les DRMA aux LCR pour y être entreposés
• transférer les DRHA (combustible usé) aux LCR pour y être entreposés provisoirement jusqu’à ce que des installations de stockage définitif soient disponibles
• éliminer in situ la plupart des DRFA qui résident dans les tranchées de sol non revêtues dans la zone de gestion des déchets

Les LNC proposent de procéder au déclassement in situ du réacteur WR-1. Ce déclassement comprend l’enlèvement de la structure en surface et l’injection de coulis à base de béton pour les composants souterrains. La structure serait ensuite recouverte de béton, puis d’une barrière artificielle. Le déclassement sur place vise à isoler la voûte du réacteur ainsi que les systèmes et composants contaminés à l’intérieur de la structure souterraine. Bien qu’elle ne soit pas courante, cette approche a été utilisée dans d’autres sites ailleurs dans le monde. Elle a pour but de réduire la radioexposition des travailleurs, les besoins de manutention et de transport, ainsi que les risques pour les travailleurs et l’environnement. Cette proposition n’a pas encore été approuvée par la CCSN.

8.8.2 Laboratoire de recherche souterrain

Le Laboratoire de recherche souterrain, situé à environ 15 km au nord-est des LW au Manitoba, était une installation expérimentale souterraine utilisée pour la recherche sur les techniques de dynamitage contrôlé, la mécanique des roches et les études hydrologiques associées à l’éventuel stockage définitif souterrain en profondeur du combustible usé et au comportement de divers matériaux dans des conditions de stockage en formations rocheuses profondes. Aucun combustible usé ni DRHA n’a été placé dans le Laboratoire de recherche souterrain.

Deux laboratoires souterrains de recherche sur les radio-isotopes (isotopes traceurs de faible activité) avaient été autorisés par la CCSN en vertu du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Ces laboratoires ont été fermés et décontaminés il y a plusieurs années. Le personnel de la CCSN l’a confirmé lors d’une inspection menée avant la révocation du permis d’exploitation du site en 2003. Le site du Laboratoire de recherche souterrain a été fermé en 2015 après que certains trous de forage et cheminées de ventilation ainsi que le puits principal aient été scellés. Un programme post-fermeture de surveillance géochimique et hydraulique des trous de forage et de surveillance de l’environnement a été réalisé sur trois ans.

Ces activités comprenaient également l’enlèvement des 22 trous de forage post-fermeture, du sol contaminé et des installations de surface au Laboratoire de recherche souterrain. Le 31 mars 2016, EACL a rendu les terrains loués à la province du Manitoba.

Annexe 9 – Matrice pour le septième rapport national du Canada

Type de responsabilité	Politique de gestion à long terme (GLT)	Financement des responsabilités	Pratique / Installations actuelles	Installations planifiées
Combustible usé	Approche nationale pour la GLT du combustible usé La Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN 2002) décrit le processus et la mise en œuvre	Long terme : les titulaires de permis doivent contribuer à des fonds distincts pour financer les activités de GLT en vertu de la LDCN Court terme : les titulaires de permis sont financièrement responsables et tenus de fournir une garantie financière pour le déclassement des IGD provisoires servant à l’entreposage du combustible usé en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN)	Le combustible usé est entreposé provisoirement dans des conteneurs à sec ou des piscines de stockage se trouvant sur le site des producteurs des déchets Le combustible usé provenant des réacteurs de recherche est soit retourné aux fournisseurs de combustible, soit transféré aux Laboratoires de Chalk River (LCR) aux fins d’entreposage	Long terme : La Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) s’affaire à mettre en œuvre l’approche de la Gestion adaptative progressive (GAP) – un dépôt géologique en profondeur pour la GLT du combustible usé au Canada Court terme : Des installations provisoires de stockage à sec sont construites en fonction des besoins
Déchets du cycle du combustible nucléaire	Les titulaires de permis sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation de leurs installations de gestion des déchets (IGD) (Politique-cadre en matière de déchets radioactifs) Le gouvernement du Canada a accepté la responsabilité de la GLT des déchets historiques et des fonds pour la gestion des déchets hérités	les titulaires de permis sont financièrement responsables et tenus de fournir une garantie financière pour le déclassement des IGD provisoires servant à l’entreposage du combustible usé en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN)	gérés par le titulaire de permis (sur le site ou dans une IGD dédiée) gérés dans des monticules sur place/en surface gérés dans des installations près de la surface adjacentes aux mines et usines de concentration les déchets provenant de petits générateurs sont transférés aux fins de gestion dans des IGD autorisées les matières décontaminées sont recyclées/évacuées par les moyens conventionnels récupération de l’uranium à partir des flux de traitement récupérables	OPG évalue les options de GLT de ses déchets radioactifs de faible activité (DRFA) et déchets radioactifs de moyenne activité (DRMA) Les LNC évaluent le site des LCR pour la construction d’installations de GLT des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (DRFMA) La GLT de la majeure partie des déchets historiques du Canada est mise en œuvre dans le cadre de l’Initiative dans la région de Port Hope (IRPH) La GLT des déchets des mines et usines de concentration d’uranium se fait dans des installations près de la surface adjacentes aux mines et usines de concentration Les LNC évaluent des options pour construire sur le site des LCR des installations de GLT des déchets radioactifs
Déchets provenant de divers secteurs d’application	Les titulaires de permis sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation de leurs IGD	Les titulaires de permis sont financièrement responsables et tenus de fournir une garantie financière pour le déclassement et la GLT des déchets qu’ils produisent	désactivation et désintégration retour au fabricant transférés dans une IGD autorisée aux fins de gestion	Les LNC évaluent des options pour construire sur le site des LCR des installations de GLT des déchets radioactifs
Responsabilités découlant du déclassement	Les titulaires de permis sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de la mise en œuvre des activités de déclassement Les titulaires de permis tiennent dûment compte de l’approche de démantèlement immédiat lorsqu’ils proposent une stratégie de déclassement (G-219)	Les titulaires de permis sont financièrement responsables et tenus de fournir une garantie financière pour le déclassement et la GLT des déchets qu’ils produisent	Les grandes installations doivent tenir à jour des plans de déclassement et une garantie financière pendant tout le cycle de vie d’une activité autorisée (G-219 et G-206). Les plans et la garantie financière sont examinés selon un cycle quinquennal par le titulaire de permis est l’organisme de réglementation	Les LNC évaluent le site des LCR pour la construction d’installations de GLT des DRFMA OPG évalue les options de GLT de ses DRFMA générés par les activités de déclassement
Sources scellées retirées du service	Les titulaires de permis sont responsables du financement, de l’organisation, de la gestion et de l’exploitation de leurs IGD Sources faisant l’objet d’un suivi au moyen du Registre national des sources scellées et du Système de suivi des sources scellées	Les titulaires de permis sont financièrement responsables et tenus de fournir une garantie financière pour le déclassement et la GLT des déchets qu’ils produisent	désactivation et désintégration retour au fabricant transférés dans une WMF autorisée aux fins de GLT recyclées grâce à la réutilisation, ré-encapsulé ou retraitées	Les LNC évaluent des options pour construire sur le site des LCR des installations de GLT des déchets radioactifs

Sigles et acronymes

AEIC

Agence d’évaluation d’impact du Canada

ACN

accord de coopération nucléaire

AIEA

Agence internationale de l’énergie atomique

ALARA

niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (sigle anglais)

ASDR

aire de stockage des déchets radioactifs

ASPC

Agence de la santé publique du Canada

BGDRFA

Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité

BGGP

Bureau de gestion des grands projets

BVE

Bureau de la vérification et de l’éthique

BWXT

BWX Technologies Inc.

BWXT NEC

BWXT Nuclear Energy Canada Inc.

CANDU

Canada deuterium-uranium

CANUTEC

Centre canadien d’urgence transport

CCSN

Commission canadienne de sûreté nucléaire

CCU

conteneur de combustible usé

CEC

Commission d’examen conjoint

CEP

caractéristiques, événements et processus

CIPR

Commission internationale de protection radiologique

CLC

comité de liaison communautaire

COG

Groupe des propriétaires de CANDU

CSA

Association canadienne de normalisation

CSS

conteneur de stockage à sec

CTCU

conteneur de transport du combustible usé

DECOVALEX

développement de modèles couplés et validation en fonction d’expériences (development of coupled models and their validation against experiments)

DGP

dépôt géologique en profondeur

DRFA

déchets radioactifs de faible activité

DRFATCP

déchets radioactifs de faible activité à très courte période

DRFMA

déchets radioactifs de faible et de moyenne activité

DRHA

déchets radioactifs de haute activité

DRMA

déchets radioactifs de moyenne activité

DRTFA

déchets radioactifs de très faible activité

DSR

domaine de sûreté et de réglementation

EACL

Énergie atomique du Canada limitée

ECCC

Environnement et Changement climatique Canada

EIE

Énoncé des incidences environnementales/Étude d’impact environnemental

Énergie NB

Société d’énergie du Nouveau-Brunswick

EPREV

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

ERE

évaluation des risques environnementaux

ERSHE

évaluation des risques pour la santé humaine et l’environnement

FDGDR

Forum des dirigeants sur la gestion des déchets radioactifs

FESTIM

Femmes en STIM

FORDGP

Forum des organismes de réglementation de dépôts géologiques en profondeur

GAP

gestion adaptative progressive

GEOSAF

Projet international de démonstration de l’exploitation et de la sûreté à long terme des installations de stockage définitif des déchets radioactifs dans des formations géologiques (International Project on Demonstration of the Operational and Long-Term Safety of Geological Disposal Facilities for Radioactive Waste)

GLT

gestion à long terme

GSR

Prescriptions générales de sûreté (IAEA) (General Safety Requirements)

H-Q

Hydro-Québec

IGD

installation de gestion des déchets

IGDPS

installation de gestion des déchets près de la surface

IGR

installation de gestion des résidus

IGSC

Groupe d’intégration pour le dossier de sûreté (Integration Group for the Safety Case)

INRP

Inventaire national des rejets de polluants

IRPH

Initiative dans la région de Port Hope

IRSN

Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

ITDB

Base de données sur les incidents et le trafic (Incident and Trafficking Database)

ITN

Itinéraire de transport dans le Nord

JEB

John Everett Bates

LCEE 2012

Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012)

LCPE

Loi canadienne sur la protection de l’environnement

LCR

Laboratoires de Chalk River

LDCN

Loi sur les déchets de combustible nucléaire

LEI

Loi sur l’évaluation d’impact

LEN

Loi sur l’énergie nucléaire

LGMU

Loi sur la gestion des urgences

LNC

Laboratoires Nucléaires Canadiens

LRD

limite de rejet dérivée

LRIN

Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire

LSRN

Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

LW

Laboratoires de Whiteshell

MACSTOR

module de stockage de déchets refroidi par air (Modular Air-Cooled Storage)

MAPLE

réacteur expérimental polyvalent (Multipurpose Applied Physics Lattice Experiment)

MCA

monticule de confinement artificiel

MCP

manuel des conditions de permis

MDNM

Ministère du Développement du Nord et des Mines de l’Ontario

MEO

Ministère de l’Environnement de l’Ontario

MRN

matières radioactives naturelles

N.D.

non disponible

NPD

réacteur nucléaire de démonstration

NRU

réacteur national de recherche universel

NRX

réacteur national de recherche expérimental

OCDE

Organisation de coopération et de développement économiques

OGEE

organisme gouvernemental exploité par un entrepreneur

OPG

Ontario Power Generation Inc.

PDD

plan de déclassement détaillé

PERC

Programme d’évaluation et de recherche coordonnées

PFIU

Plan fédéral d’intervention d’urgence

PFP

Programme de financement des participants

PFUN

Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire

PISE

Programme indépendant de surveillance environnementale

PPD

plan préliminaire de déclassement

PRS-DGP

Programme de recherche stratégique sur les dépôts géologiques en profondeur

RCIENPN

Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire

RCSR

Réseau canadien de surveillance radiologique

R-D

recherche et développement

RETSN 2015

Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015)

REUGN

Réseau d’excellence universitaire en génie nucléaire

RGSRN

Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires

RGT

Région du Grand Toronto

RINCI

Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I

RINERCII

Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II

RMUCU

Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium

RNCan

Ressources naturelles Canada

RNSS

Registre national des sources scellées

RRP

Règlement sur la radioprotection

RSAP

Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires

RSPF

Réseau de surveillance en point fixe

RSN

Règlement sur la sécurité nucléaire

RSNAR

Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement

RSR

Rapport de surveillance réglementaire

RTMD

Règlement sur le transport des marchandises dangereuses

SBO

système de barrières ouvragées

SCIPP

Service consultatif international sur la protection physique

SEIR

Service d’examen intégré de la réglementation

SGDN

Société de gestion des déchets nucléaires

SGE

système de gestion de l’environnement

SITEX II

Réseau durable d’expertise technique indépendante pour le stockage définitif des déchets radioactifs (Sustainable Network for Independent Technical Expertise on Radioactive Waste Management)

SLOWPOKE

réacteur d’expérience critique à faible puissance intrinsèquement sûre (Safe Low-Power Kritical Experiment)

SMART

spécifiques, mesurables, atteignables, réalistes et limités dans le temps

SMS

stockage modulaire en surface

SMSB

stockage modulaire en surface blindé

SRC

Saskatchewan Research Council

SSR

Prescriptions particulières de sûreté (IAEA) (Specific Safety Requirements)

SSSS

Système de suivi des sources scellées

STIM

science, technologie, ingénierie et mathématiques

THMC

thermique-hydraulique-mécanique-chimique

UFE

uranium faiblement enrichi

UHE

uranium hautement enrichi

UTEU

usine de traitement des eaux usées

WR-1

réacteur 1 de Whiteshell

ZED-2

réacteur au deutérium à énergie nulle-2 (zero energy deuterium-2)

ZGR

zone de gestion des résidus