Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada : 2017

Sommaire

Le rapport fait état de la surveillance réglementaire et du rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires et des installations de gestion des déchets (IGD) adjacentes au Canada en 2017. À certains égards, le rapport fait également le point sur les faits nouveaux en 2018. Il s’agit du premier rapport de surveillance réglementaire de la CCSN portant à la fois sur les centrales nucléaires et les IGD. Les IGD et la centrale nucléaire de Gentilly-2 n’étaient pas abordées dans le rapport de surveillance réglementaire de 2016.

La liste qui suit établit les installations qui sont situées sur le même site, qui sont régies aux termes du même permis de la CCSN et qui sont évaluées conjointement dans le présent rapport :

• la centrale nucléaire de Darlington et l’installation d’extraction du tritium
• l’installation de gestion des déchets de Darlington (IGDD), qui comprend le bâtiment de stockage des déchets de retubage
• la centrale nucléaire de Pickering
• l’installation de gestion des déchets de Pickering (IGDP)
• la centrale nucléaire de Point Lepreau et l’installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS)
• l’installation de gestion des déchets Western (IGDW) et l’aire de stockage des déchets radioactifs – site 1 (ASDR-1)
• les installations de Gentilly-2
• les centrales nucléaires de Bruce-A et de Bruce-B et l’installation d’entretien central et de lavage (IECL), qui sont situées sur le même site et sont régies aux termes du même permis de la CCSN; toutefois, compte tenu des différences dans la manière dont les programmes sont exécutés à ces installations, Bruce-A et Bruce‑B sont évaluées séparément dans le présent rapport

Les efforts substantiels déployés par la CCSN en 2017 en vue de réglementer les centrales nucléaires et les IGD ont compris les activités liées aux renouvellements de permis des centrales nucléaires et des IGD ainsi que des activités de vérification de la conformité, comme des inspections, des examens de la documentation, du contrôle et de la surveillance. Les décisions d’autorisation et les activités de vérification de la conformité ont permis d’établir des activités de suivi ainsi que de formuler des constats et des mesures correctives que le personnel de la CCSN a surveillées en 2017. Ce dernier poursuit son suivi des faits nouveaux et des mesures correctives qui n’avaient pas été achevées avant la fin de 2017.

Les activités d’autorisation et de vérification de la conformité ont été réalisées dans le contexte d’exigences réglementaires rigoureuses, qui sont notamment énoncées dans les documents d’application de la réglementation de la CCSN et dans les normes du Groupe CSA et qui ont continué d’évoluer en 2017 au fil de la publication, par les deux organisations, de documents nouveaux et révisés. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont procédé à la mise en œuvre de diverses nouvelles exigences en 2017, et le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de l’état d’avancement global.

Le personnel de la CCSN a conclu que les centrales nucléaires et les IGD ont été exploitées de manière sûre en 2017. Cette conclusion était fondée sur les évaluations approfondies du personnel des constats découlant des activités de vérification de la conformité pour chaque installation en fonction des 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN. Les mesures de rendement de la sûreté et d’autres observations ont permis d’étayer cette conclusion.

Les mesures de rendement et observations pertinentes comprenaient ce qui suit :

• Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont suivi les procédures approuvées et ont pris les mesures correctives appropriées pour tous les événements signalés à la CCSN. Aucun incident supérieur au niveau 0 sur l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques (INES) n’a été rapporté à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA).
• Les centrales nucléaires et les IGD ont été exploitées dans le respect de leurs lignes de conduite pour l’exploitation.
• Il n’y a eu aucune défaillance grave des systèmes fonctionnels dans les centrales nucléaires. Le nombre de transitoires et de déclenchements d’arrêt imprévus des réacteurs a été faible et jugé acceptable par le personnel de la CCSN. Tous les transitoires imprévus des réacteurs ont été contrôlés et gérés adéquatement.
• Les doses de rayonnement reçues par le public étaient bien inférieures aux limites réglementaires.
• Les doses de rayonnement aux travailleurs dans les centrales nucléaires et les IGD n’ont pas dépassé les limites réglementaires. La dose efficace moyenne annuelle de rayonnement aux travailleurs dans les centrales nucléaires et les IGD est demeurée faible en 2017.
• La fréquence et la gravité des blessures classiques (non radiologiques) mettant en cause des travailleurs étaient très faibles.
• Aucun rejet radiologique dans l’environnement provenant des centrales et des IGD n’a dépassé les limites réglementaires.
• Les titulaires de permis ont respecté les exigences applicables des obligations internationales du Canada; les résultats des inspections visant les garanties ont été jugés acceptables par l’AIEA.

L’évaluation par le personnel de la CCSN des DSR en fonction des centrales nucléaires et des IGD est résumée au moyen des cotes établies dans les tableaux ci-dessous. Les catégories de cotes utilisées par le personnel de la CCSN dans le cadre de ces évaluations sont les suivantes :

ES

Entièrement satisfaisant

SA

Satisfaisant

IA

Inférieur aux attentes

IN

Inacceptable

Cote de rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires canadiennes en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce-A	Bruce-B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Gentilly-2
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES	ES	SA	SA
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES	ES	ES	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	ES	ES	SA	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	SA	ES	ES	ES	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	ES	ES	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote globale	ES	SA	ES	ES	SA	SA

Cote de rendement en matière de sûreté des IGD canadiennes en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	IGDD	IGDP	IGDW
Système de gestion	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA
Garanties et non‑prolifération	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA
Cote globale	SA	SA	SA

Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada : 2017

1 Introduction

1.1 À propos du présent rapport de surveillance réglementaire

Le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada : 2017 constitue l’évaluation du personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) à l’égard du rendement global en matière de sûreté des centrales nucléaires canadiennes et des installations de gestion des déchets (IGD) adjacentes en 2017.

La section 1 du rapport fournit des renseignements de base qui facilitent la compréhension du présent rapport, des installations autorisées visées ainsi que du Cadre de réglementation et des pratiques de la CCSN.

La section 2 du rapport établit le contexte des évaluations. Bien que les évaluations de chaque site soient fournies à la section 3, les évaluations de certains groupes de titulaires de permis, le cas échéant, figurent à la section 2. Par exemple, on trouve à la section 2 une comparaison entre les données sur le rendement en matière de sûreté pour de multiples titulaires de permis. On y trouve en outre des évaluations générales de l’ensemble des titulaires de permis dans le domaine de la sécurité, étant donné que les renseignements présentés à la section 3 pour chaque site individuel sont limités.

La section 3 présente les évaluations individuelles de chaque installation ou site. Dans les sections 3.1 et 3.2, la centrale nucléaire et l’IGD qui se trouvent sur le même site sont autorisées par des permis distincts de la CCSN; ces sous-sections comprennent des évaluations distinctes de la centrale nucléaire et de l’IGD. Le présent rapport fournit les renseignements et les évaluations ayant trait aux deux installations au moyen de rubriques. Dans d’autres cas, étant donné que la centrale nucléaire et l’IGD situées sur le même site font l’objet de la même autorisation, elles sont évaluées conjointement. Les évaluations de la sûreté des centrales nucléaires et des IGD sont décrites de manière plus approfondie à la section 1.4.6.

Les sections 2 et 3 sont ventilées en fonction du cadre des DSR de la CCSN. Ce cadre comprend 14 DSR, qui sont regroupés en trois grands domaines fonctionnels ainsi qu’un domaine additionnel, comme le montre le tableau 1.

Tableau 1 : Liste des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN

Domaine fonctionnel	DSR	no
Gestion	Système de gestion	1
	Gestion de la performance humaine	2
	Conduite de l’exploitation	3
Installations et équipement	Analyse de la sûreté	4
	Conception matérielle	5
	Aptitude fonctionnelle	6
Processus de contrôle de base	Radioprotection	7
	Santé et sécurité classiques	8
	Protection de l’environnement	9
	Gestion des urgences et protection‑incendie	10
	Gestion des déchets	11
	Sécurité	12
	Garanties et non‑prolifération	13
	Emballage et transport	14
Autres questions d’intérêt réglementaire		15

Les évaluations de la sûreté exposées dans le présent rapport de surveillance réglementaire sont réalisées en fonction du fondement d’autorisation de chaque installation. Étant donné que le fondement d’autorisation est propre à chaque installation autorisée, les énoncés en matière de conformité se rapportent aux « exigences réglementaires applicables » à l’installation visée. Le fondement d’autorisation est expliqué à la section 1.4.1.

Les conclusions du présent rapport sont énoncées à la section 4.

Le présent rapport comprend une liste de documents de références, un glossaire ainsi qu’une liste des rapports d’inspection de la CCSN qui constituent le fondement de nombreuses observations et conclusions exposées dans le présent rapport. En plus des termes expliqués dans le glossaire, le lecteur doit porter attention aux termes « peuples autochtones », « public » et « grand public ». Le terme « peuples autochtones » désigne les Premières Nations, les Métis et les communautés inuites. Le terme « grand public » désigne l’ensemble de la population et est divisé en deux groupes : « peuples autochtones » et « public » ayant tous deux des droits et des intérêts distincts.

1.2 Portée

La portée du Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada : 2017 est considérablement différente de celle du Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016 ^{Référence 1}, qui ne visait que les centrales nucléaires en exploitation au Canada en 2016. Les renseignements à l’égard des installations de Gentilly-2 n’étaient pas inclus étant donné que les installations ont été mises à l’arrêt définitif en 2012. Les évaluations de la sûreté de Gentilly-2 sont comprises dans le présent rapport de surveillance réglementaire, car son état et la surveillance réglementaire dont elle fait l’objet sont semblables à ceux des IGD visées par le rapport. Les énoncés généraux du rapport faisant référence aux « centrales nucléaires » s’appliquent également à Gentilly-2, alors que le terme « centrales nucléaires en exploitation » signifie que les énoncés ne s’appliquent pas à Gentilly-2.

Les évaluations de la sûreté des IGD qui font l’objet d’autorisations distinctes des centrales nucléaires, mais qui sont situées sur les mêmes sites, sont également comprises dans le présent rapport de surveillance réglementaire. Bien que ces IGD aient été abordées dans des rapports de surveillance réglementaire distincts dans le passé, il n’existait aucun rapport de surveillance réglementaire à leur égard en 2016. Toutefois, l’évaluation de la sûreté de 2016 de l’IGDP et de l’IGDW a été présentée à la Commission à l’occasion d’audiences publiques en avril 2017.

En général, les renseignements exposés dans le présent rapport s’appliquent à 2017, et l’état décrit est valide en date de décembre 2017. Étant donné que Gentilly-2 et les IGD n’ont pas fait l’objet d’un rapport de surveillance réglementaire en 2016, les descriptions de ces installations peuvent comporter davantage de renseignements contextuels que celles des centrales nucléaires en exploitation.

Dans le présent rapport, le terme « MISE À JOUR » permet d’identifier les rubriques présentant des renseignements plus récents (recueillis au plus tard le 1^er juin 2018), p. ex. les descriptions d’événements importants ou les mises à jour spécialement demandées par la Commission.

Dans le présent rapport, la portée détaillée des évaluations de la sûreté est couverte par la série de domaines particuliers qui forme chaque DSR. La liste des domaines particuliers est établie au début de la rubrique réservée à chaque DSR à la section 2. Certains domaines particuliers ne s’appliquent pas à Gentilly-2 et aux IGD. Le cas échéant, ils n’ont donc pas été pris en compte dans les évaluations de la sûreté visant ces installations.

1.3 Installations nucléaires visées par le présent rapport

Les centrales nucléaires et les IGD constituent des installations de catégorie I et sont assujetties au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. La figure 1 montre l’emplacement géographique des centrales nucléaires et des IGD visées par le présent rapport. Tous les sites sont situés sur les territoires traditionnels des peuples autochtones du Canada.

1.3.1 Sites de centrales nucléaires au Canada

Le site de Darlington se trouve à Clarington (Ontario) et comprend la centrale nucléaire de Darlington et l’installation de gestion des déchets de Darlington (IGDD). La centrale nucléaire de Darlington et l’IGDD font l’objet de permis distincts. Pour de plus amples renseignements, consulter la section 3.1.

Le site de Pickering se trouve à Pickering (Ontario) et comprend la centrale nucléaire de Pickering et l’installation de gestion des déchets de Pickering (IGDP). La centrale nucléaire de Pickering et l’IGDP font l’objet de permis distincts. Pour de plus amples renseignements, consulter la section 3.2.

Le site de Point Lepreau est situé à Point Lepreau (Nouveau-Brunswick) et comprend la centrale nucléaire de Point Lepreau et l’installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS). La centrale nucléaire de Point Lepreau et l’IGDRS sont régies par le même permis. Pour de plus amples renseignements, consulter la section 3.3.

Le site de Bruce se trouve à Tiverton (Ontario) et comprend les centrales nucléaires de Bruce-A et de Bruce-B, l’installation d’entretien central et de lavage (IECL), l’installation de gestion des déchets Western (IGDW) d’Ontario Power Generation (OPG) et l’aire de stockage des déchets radioactifs – site 1 (ASDR-1), de même que l’installation de gestion des déchets (IGD) de Douglas Point des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC). Les centrales nucléaires de Bruce‑A et de Bruce-B et l’IECL sont régies par le même permis et exploitées par Bruce Power. L’IGDW, l’ASDR-1 et l’IGD de Douglas Point font toutes l’objet de permis distincts. Pour de plus amples renseignements, consulter les sections 3.4 et 3.5. Il convient de noter que l’IGD de Douglas Point n’est pas prise en compte dans le présent rapport, mais plutôt dans le Rapport d’étape sur les installations prototypes de gestion des déchets, les Laboratoires de Whiteshell et l’Initiative dans la région de Port Hope des LNC.

Le site de la centrale nucléaire de Gentilly est situé à Bécancour (Québec) et comprend l’IGD de Gentilly-1 appartenant aux LNC ainsi que les installations de Gentilly-2 appartenant à Hydro‑Québec. L’IGD de Gentilly-1 et les installations de Gentilly-2 font l’objet de permis distincts. Voir la section 3.6 pour de plus amples renseignements. Il convient de noter que l’IGD de Gentilly-1 n’est pas prise en compte dans le présent rapport, mais plutôt dans le Rapport d’étape sur les installations prototypes de gestion des déchets, les Laboratoires de Whiteshell et l’Initiative dans la région de Port Hope des LNC.

1.3.2 Centrales nucléaires

Les centrales nucléaires sont des installations nucléaires de catégorie IA au sens du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Centrales nucléaires en exploitation

Tout au long de 2017, 19 réacteurs sont demeurés en exploitation au Canada, sans changement par rapport à 2016. Ils sont répartis dans quatre centrales nucléaires, chacune dotée d’un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance délivré par la CCSN. Ces centrales se trouvent dans deux provinces (Ontario et Nouveau-Brunswick) et sont exploitées par trois titulaires de permis distincts (OPG, Bruce Power et Énergie NB). Le nombre de réacteurs à chaque centrale nucléaire varie d’un à huit, et tous ces réacteurs sont de type CANDU (réacteur CANadien à Deutérium-Uranium).

Le tableau 2 présente des données propres à chaque centrale nucléaire, notamment la capacité de production d’électricité des tranches de réacteurs, la date de leur entrée en service, le nom du titulaire de permis et la date d’échéance du permis d’exploitation. Pour de plus amples renseignements sur les centrales nucléaires et les permis, consulter la section 3.

Tableau 2 : Renseignements de base pour les centrales nucléaires

Centrale nucléaire	Titulaire de permis	Emplace-ment	État des tranches de réacteur	Capacité brute de production d’électricité par réacteur (MWé)	Entrée en service1	Échéance du permis
Darlington	Ontario Power Generation Inc.	Clarington (Ontario)	Quatre en exploitation (dont un en cours de réfection)	935	1990	30 novembre 2025
Pickering	Ontario Power Generation Inc.	Pickering (Ontario)	Six en exploitationdont deux sont déchargés de leur combustible et en état de stockage sûr	1, 4 : 542 5‑8 : 540	1, 4 : 1971 5‑8 : 1982	31 août 2018
Point Lepreau	New Brunswick Power Corp.	Point Lepreau (Nouveau-Brunswick)	Un en exploitation	705	1982	30 juin 2022
Bruce-A2	Bruce Power Inc.	Tiverton (Ontario)	Quatre en exploitation	831	1977	31 mai 2020
Bruce-B2	Bruce Power Inc.	Tiverton (Ontario)	Quatre en exploitation	872	1984	31 mai 2020

¹ Dans le cas des centrales nucléaires à tranches multiples, l’année d’entrée en service de la première tranche est indiquée.

² Les centrales de Bruce-A et de Bruce-B sont visées par un même permis de centrale à tranches multiples, comportant huit tranches en exploitation.

Réacteurs et centrales nucléaires à l’arrêt

La centrale nucléaire de Pickering comprend les tranches 2 et 3, qui demeurent vides de combustible et en état de stockage sûr. Elles sont régies par le même permis d’exploitation que les six tranches en exploitation à Pickering.

La centrale nucléaire de Gentilly-2 a été mise à l’arrêt et est en cours de déclassement. Il s’agit également d’une conception de réacteur CANDU qui est régie par un permis de déclassement de réacteur de puissance.

Nouvelle construction

En 2012, la Commission a délivré à OPG un permis de préparation de l’emplacement pour un réacteur de puissance (PPERP) pour son projet de nouvelle centrale nucléaire sur le site de Darlington; ce permis est valide pour dix ans. Aux termes du PPERP, OPG est tenue de poursuivre les travaux de suivi relatifs aux évaluations environnementales (EE) réalisés dans le cadre de la demande de permis. En 2017, OPG a réalisé des travaux visant ce qui suit :

• la centrale nucléaire de Darlington et l’installation d’extraction du tritium
• le soutien des activités de la CCSN pour obtenir la participation des parties intéressées dans l’élaboration de politiques sur l’utilisation des terres autour des centrales nucléaires
• l’élaboration d’une méthode qui facilitera la détermination des emplacements possibles pour les ouvrages de prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario

Voir l’annexe B pour une description de l’état d’avancement de ces activités et des travaux prévus en 2018.

1.3.3 Installations de gestion des déchets

Les IGD qui sont évaluées séparément dans le cadre du présent rapport de surveillance réglementaire font l’objet d’autorisations distinctes de celle de la centrale nucléaire adjacente. Elles incluent les IGD de Darlington (IGDD), de Pickering (IGDP) et Western (IGDW), respectivement. L’ASDR-1 est incluse dans l’évaluation visant l’IGDW. Il s’agit d’installations nucléaires de catégorie IB au sens du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Elles appartiennent à OPG et sont exploitées par celle-ci.

Le tableau 3 présente des données pour chaque IGD, y compris la date d’entrée en service initiale, le nom du titulaire de permis, la date d’échéance du permis et le type de déchets gérés à chaque installation (déchets de faible activité [DFA], déchets de moyenne activité [DMA] ou déchets de haute activité [DHA]). Pour de plus amples renseignements sur les installations et les permis, consulter la section 3.

Tel qu’il a été mentionné à la section 1.3.1, les sites de Point Lepreau et de Gentilly-2 comprennent des IGD qui sont abordées plus en détail aux sections 3.3 et 3.6, respectivement.

Tableau 3 : Renseignements de base pour les IGD

Installa-tion	Titulaire de permis	Emplace-ment	Entrée en service	Échéance du permis	Gestion des déchets
IGDD	OPG	Clarington (Ontario)	2008	30 avril 2023	DHA de Darlington DMA de la réfection de Darlington
IGDP	OPG	Pickering (Ontario)	1996	31 août 2028	DHA de Pickering DMA de la réfection des tranches 1, 4 de Pickering
IGDW	OPG	Tiverton (Ontario)	1974	31 mai 2027	DHA de Bruce-A et de Bruce‑B DFA de la réfection des tranches 1 et 2 de Bruce DFMA de l’exploitation des centrales de Darlington, de Pickering et de Bruce-A et de Bruce‑B
ASDR-1	OPG	Tiverton (Ontario)	Milieu des années 1960	Période indéfinie	DFMA de l’IGD de Douglas Point et de Pickering

1.4 Cadre de réglementation et surveillance réglementaire

La CCSN est l’organisme fédéral qui réglemente 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 obligations internationales du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, et d’informer objectivement le grand public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne les points susmentionnés. Les titulaires de permis sont responsables d’exploiter leurs installations de manière sûre et sont tenus de mettre en œuvre des programmes qui prévoient des mesures adéquates en vue de respecter les exigences réglementaires et législatives.

La CCSN réglemente le secteur nucléaire au Canada, y compris les centrales nucléaires et les IGD, au moyen d’activités d’autorisation, de reddition de comptes, de vérification de la conformité et d’application de la loi. Pour chaque centrale nucléaire et IGD, le personnel de la CCSN réalise des activités d’inspection, de surveillance et de suivi ainsi que des examens de la documentation. La CCSN met à profit une méthode de calcul de la cote qui permet d’évaluer collectivement les résultats des activités individuelles. Elle mène également des activités de recherche et développement (R-D) à l’appui de ses efforts en matière de réglementation (voir l’annexe D). La CCSN utilise une approche de la réglementation fondée sur le risque qui met à profit les ressources et la surveillance réglementaire de manière proportionnelle au risque associé à l’installation et à l’activité autorisée.

Les programmes de réglementation des centrales nucléaires et des IGD nécessitent la contribution d’environ 400 membres du personnel de la CCSN et l’appui d’autres membres de l’organisation, ce qui représente quelque 44 % de l’effectif de la CCSN. Les inspecteurs de la CCSN et d’autres experts en la matière se rendent dans les centrales nucléaires et les IGD afin de réaliser des inspections et d’autres activités de réglementation (décrites de manière plus approfondie à la section 1.4.4). Dans le cadre du programme de réglementation, environ 37 inspecteurs de la CCSN sont installés en permanence dans les centrales nucléaires en exploitation. Les inspecteurs réalisent des inspections et y participent, contrôlent le rendement en matière de sûreté et assurent la surveillance réglementaire à partir des bureaux régionaux.

La CCSN consulte les peuples autochtones pour veiller à ce que les décisions d’autorisation préservent l’honneur de la Couronne et tiennent compte des droits ancestraux ou issus de traités, potentiels ou établis.

1.4.1 Exigences de la CCSN

Le fondement d’autorisation est décrit dans le document de la CCSN intitulé Objectif et définition du fondement d’autorisation^{Référence 3} et peut comprendre les éléments suivants :

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 de l’installation ou de l’activité 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 permis d’exploitation de centrale nucléaire et d’IGD comprennent une exigence obligeant le titulaire de permis à mener ses activités conformément à son fondement d’autorisation. Les exigences prévues par les parties ii) et iii) du fondement d’autorisation sont propres à chaque installation autorisée. Elles dépendent du contenu de chaque permis, des demandes de permis et des documents à l’appui du demandeur. Les règlements de la CCSN, notamment le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, établissent des exigences à l’égard du contenu des demandes de permis des centrales nucléaires et des IGD. En 2017, la CCSN a publié le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire afin d’étayer les exigences à l’égard des demandes visant les centrales nucléaires en exploitation. Le personnel de la CCSN fournit une orientation additionnelle adaptée aux titulaires de permis qui comptent renouveler leurs permis d’exploitation de centrale nucléaire et d’IGD.

Les demandes de permis visant des centrales nucléaires et des IGD citent en référence les documents d’application de la réglementation de la CCSN, les normes du Groupe CSA et d’autres publications, comme les documents propres au demandeur. Lorsqu’un permis est délivré, le personnel de la CCSN élabore un manuel des conditions de permis (MCP, décrit de manière plus approfondie à la section 1.4.2) afin d’énoncer les exigences particulières qui s’appliquent au permis en question. L’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017 dresse la liste de tous les documents d’application de la réglementation de la CCSN et normes du Groupe CSA qui contiennent des critères de vérification de la conformité dans les MCP des centrales nucléaires et des IGD visées par le présent rapport.

L’annexe E illustre le vaste nombre de documents d’application de la réglementation de la CCSN et de normes du Groupe CSA qui établissent des exigences pertinentes aux DSR. Elle souligne les similarités et les différences dans le document d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui s’appliquent aux centrales nucléaires et aux IGD et fait ressortir les différences sur le plan des publications qui visent les centrales nucléaires en exploitation par rapport aux réacteurs qui ne sont pas en exploitation, comme Gentilly-2. Elle note également le nombre considérable de nouveaux documents d’application de la réglementation de la CCSN et de nouvelles normes du Groupe CSA qui sont mis en œuvre par les titulaires de permis. De plus amples renseignements sur la mise en œuvre de ces publications sont fournis en fonction des DSR pertinents tout au long du présent rapport de surveillance réglementaire.

Chaque titulaire de permis met en œuvre les nouveaux documents d’application de la réglementation de la CCSN et les nouvelles normes du Groupe CSA d’une manière progressive et axée sur le risque qui tient compte du moment du renouvellement de permis, des besoins opérationnels et d’autres changements parallèles. Bien qu’il existe des différences sur le plan des exigences applicables entre des installations semblables, les exigences demeurent rigoureuses et exhaustives, et les exigences améliorées sont mises en œuvre de façon mesurée et systématique.

1.4.2 Autorisation

Le processus d’autorisation de la CCSN pour les centrales nucléaires et les IGD est rigoureux et porte sur les 14 DSR.

La CCSN évalue les demandes de permis pour veiller à ce que les mesures de sûreté et de réglementation proposées soient fiables sur les plans technique et scientifique, à ce que toutes les exigences précisées dans les demandes soient respectées et à ce que des systèmes de sûreté appropriés soient en place pour protéger la population et l’environnement. Elle évalue la pertinence des mesures qui ont été proposées en fonction des exigences de la réglementation et des critères fournis au demandeur et qui devraient vraisemblablement être incorporées dans le fondement d’autorisation, advenant la délivrance du permis.

Le processus d’autorisation offre au public et aux peuples autochtones la possibilité de participer aux réunions et aux audiences de la Commission. Les audiences de la Commission sont souvent organisées au sein de la collectivité, près du site visé. Toutes les séances de la Commission sont ouvertes au grand public et sont webdiffusées en direct.

Chaque centrale nucléaire et IGD visée dans le présent rapport fait l’objet d’un permis délivré par la Commission. Normalement, un permis d’exploitation d’une installation de gestion des déchets est délivré pour une période de dix ans, et un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance, pour une période de cinq ans. La CCSN met en œuvre des permis d’exploitation de durée prolongée pour les réacteurs de puissance. En ce qui a trait aux centrales nucléaires en exploitation, ce permis de durée prolongée est associé à la mise en œuvre d’un bilan périodique de la sûreté (BPS) exhaustif pour la préparation du renouvellement des permis.

Un BPS est une évaluation exhaustive de la conception, de l’état et de l’exploitation d’une centrale nucléaire. Le document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté, énonce les exigences réglementaires de la CCSN relatives à la mise en œuvre d’un BPS. Aux termes du REGDOC-2.3.3, un BPS comporte une évaluation de l’état actuel et du rendement de la centrale en vue de déterminer dans quelle mesure celle-ci se conforme aux codes, normes et pratiques modernes, et pour établir les facteurs susceptibles d’en limiter l’exploitation sûre à long terme. Il s’agit pour le titulaire de permis d’un cadre lui permettant de repérer systématiquement les améliorations possibles en matière de sûreté, qui sont consignées dans un plan intégré de mise en œuvre (PIMO). L’état du BPS de chaque centrale nucléaire en exploitation est décrit à la section 3.

Un BPS ne constitue pas une exigence pour Gentilly-2 ou les IGD étant donné que les exigences et les dangers associés évoluent relativement lentement, de sorte que les processus normaux d’autorisation et de mise en œuvre des documents d’application de la réglementation et des normes du Groupe CSA sont suffisants pour assurer l’exploitation sûre à long terme.

Les permis des centrales nucléaires et des IGD sont relativement similaires et comportent des conditions de permis normalisées qui sont structurées en fonction des DSR. Par exemple, pour le DSR Radioprotection, les permis comportent une condition qui oblige le titulaire de permis à mettre en œuvre et à tenir à jour un programme de radioprotection. Les critères détaillés de vérification de la conformité pour chaque programme de radioprotection figurent dans le MCP de l’installation, lequel est rédigé par le personnel de la CCSN. Les MCP correspondent au fondement d’autorisation pour chaque installation et établissent la base du programme de vérification de la conformité (PVC) de la CCSN pendant la période d’autorisation.

Lorsque les titulaires de permis mettent en œuvre de nouveaux documents d’application de la réglementation de la CCSN et de nouvelles normes du Groupe CSA, les plans de mise en œuvre sont généralement consignés dans le MCP (c’est‑à‑dire que le MCP indiquera la date à laquelle le personnel de la CCSN entamera l’évaluation de la conformité aux exigences nouvelles ou révisées).

En 2017, le personnel de la CCSN a poursuivi la normalisation des MCP des centrales nucléaires et des IGD. Il s’agissait d’adopter ou d’adapter progressivement des modèles, du texte générique et des directives communes pour la rédaction et la révision de ces manuels qui s’appliquent à tous les permis de la CCSN qui s’accompagnent d’un MCP. Les révisions aux MCP qui ont une incidence sur le présent rapport sont résumées à l’annexe F : Révisions aux manuels des conditions de permis.

Autorisations en vertu de la Loi sur les pêches

En plus des permis de la CCSN, le présent rapport de surveillance réglementaire énonce également les faits nouveaux liés aux autorisations en vertu de la Loi sur les pêches, comme la préparation des demandes et les décisions connexes de Pêche et Océans Canada. La Loi sur les pêches nécessite la prise de mesures compensatoires pour tout dommage résiduel causé aux poissons et à leurs habitats, après la mise en œuvre de mesures d’atténuation. La CCSN a conclu avec Pêches et Océans Canada un protocole d’entente dans le cadre duquel le personnel de la CCSN est responsable des activités de surveillance et de vérification de la conformité relatives aux autorisations en vertu de la Loi sur les pêches. Le ministre des Pêches et des Océans est quant à lui responsable d’appliquer les autorisations en cas de situation de non-conformité.

1.4.3 Rapports

Les titulaires de permis sont tenus de présenter divers rapports et avis à la CCSN conformément à la réglementation de la CCSN. Les MCP permettent de clarifier les attentes de la CCSN à l’égard de ces exigences, le cas échéant.

En plus des exigences relatives à la production de rapports établies dans les règlements, les titulaires de permis de centrales nucléaires sont tenus, aux termes d’une condition de leurs permis, de présenter des rapports à la CCSN conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. Ce REGDOC stipule que les titulaires de permis doivent présenter des rapports trimestriels et annuels sur divers sujets (p. ex. des rapports trimestriels sur les indicateurs de rendement en matière de sûreté) et établit des exigences détaillées liées à la soumission d’autres rapports importants (p. ex. mises à jour du rapport d’analyse de la sûreté définitif, plan de déclassement préliminaire, rapport annuel sur la protection de l’environnement). Le REGDOC-3.1.1 précise aussi que les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN toutes les situations et tous les événements imprévus. Ces rapports sont affichés sur les sites Web respectifs des titulaires de permis.

Les exigences établies dans le REGDOC-3.1.1 ont été modifiées pour tenir compte de l’état actuel de Gentilly-2 et des risques connexes.

En 2017, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont signalé au personnel de la CCSN 256 événements et présenté 90 rapports périodiques. Trois de ces événements ont été présentés à la Commission sous forme de rapports initiaux d’événement (RIE); ils sont décrits dans les rubriques pertinentes de la section 3. Les titulaires de permis d’IGD ont soumis 13 rapports au personnel de la CCSN à l’égard d’événements à déclaration obligatoire aux termes du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires qui sont survenus à l’IGDD, à l’IGDP et à l’IGDW. Aucun RIE lié aux IGD n’a été présenté à la Commission en 2017. Les RIE liés aux centrales nucléaires et les événements à déclaration obligatoire liés aux IGD sont abordés à la section 3. Aucun des incidents n’a atteint un niveau supérieur au niveau 0 sur l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques (INES).

Il convient de noter que la CCSN a publié en janvier 2018 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. Dès 2019, les titulaires de permis d’IGD devront se conformer aux exigences relatives à la production de rapports à l’intention de la CCSN établies dans le REGDOC-3.1.2.

1.4.4 Programme de vérification de la conformité

Les évaluations de la sûreté exposées dans le présent rapport sont fondées sur les résultats d’activités planifiées dans le cadre du Programme de vérification de la conformité (PVC) de la CCSN. En 2017, ces activités comprenaient des inspections réalisées avec le soutien d’experts en la matière, des examens de la documentation effectués par des spécialistes techniques couvrant un grand nombre de domaines ainsi que la surveillance et le suivi effectués par les inspecteurs de la CCSN. Ces activités sont réalisées en combinant des examens de la documentation, des observations sur les lieux de travail et des entrevues avec les travailleurs. Toutes les activités de vérification de la conformité sont bien documentées.

Les tableaux 4, 5 et 6 montrent les efforts déployés par le personnel de la CCSN dans le cadre du PVC pour chaque centrale nucléaire et IGD. En 2017, le personnel de la CCSN a consacré environ 16 000 jours‑personnes à des inspections, des examens d’événements et d’autres activités de vérification de la conformité, soit pratiquement le même nombre de jours‑personnes qu’en 2016.

Tableau 4 : Activités de vérification de la conformité visant les centrales nucléaires en 2017, en jours‑personnes

Activités de vérification de la conformité	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Bruce-A et B	Gentilly-2	Total de l’industrie
Inspections	1 422	1 764	981	1 716	98	5 981
Examens d’événements	120	130	70	184	8	512
Autres activités*	2 160	2 602	1 466	2 970	139	9 339
Total des activités	3 702	4 497	2 517	4 871	245	15 832

Tableau 5 : Nombre d’inspections visant les IGD en 2017

	IGDD	IGDP	IGDW	Total de l’industrie
Inspections	3	3	3	9

Tableau 6 : Activités de vérification de la conformité visant les IGD en 2017, en jours‑personnes

Activités de vérification de la conformité	IGDD	IGDP	IGDW	Total de l’industrie
Examens d’événements	75	209	258	542
Autres activités*	161	94	227	482
Total des activités	236	303	485	1 024

*Comprend des activités de vérification comme la surveillance et le suivi ainsi que l’examen de la documentation et des rapports (autres que les rapports d’événements)

La tendance sur cinq ans des activités de vérification de la conformité se trouve à l’annexe G.

Le PVC des centrales nucléaires et des IGD doit toujours être réalisé dans les délais prescrits et axé sur le risque et le rendement et doit tenir compte des faits nouveaux. Le PVC repose sur un ensemble d’activités qui englobent les 14 DSR et sont réalisées à une fréquence variable au cours d’un cycle quinquennal. Ces activités de base représentent l’ensemble des activités minimales requises pour déterminer de manière systématique et exhaustive si les titulaires de permis se conforment aux mesures de sûreté et de réglementation établies dans leur fondement d’autorisation. Les inspections individuelles visent généralement à vérifier la conformité aux exigences en fonction de multiples domaines particuliers et DSR.

Pour chaque centrale nucléaire, de 80 à 100 activités applicables de vérification de la conformité sont sélectionnées parmi les activités de base, pour le plan de conformité de l’année. Des activités additionnelles et réactives de vérification de la conformité visant les centrales nucléaires et les IGD sont ajoutées selon les besoins; elles portent sur des questions propres à chaque centrale et concernent des problèmes connus ou potentiels du titulaire de permis. Les experts en la matière et le personnel responsable des permis à la CCSN valident les plans annuels, selon une approche fondée sur le risque prenant en compte l’état de chacune des centrales nucléaires, les antécédents en matière de rendement, les conditions et les défis de chaque installation afin d’assurer une surveillance réglementaire et les évaluations du rendement en matière de sûreté appropriées. Des activités additionnelles de vérification de la conformité des centrales nucléaires et des IGD peuvent être ajoutées au besoin au cours de l’année, au fur et à mesure que les titulaires de permis sont confrontés à de nouveaux problèmes.

Le PVC visant les centrales nucléaires comprend l’examen des indicateurs de rendement en matière de sûreté présentés chaque trimestre à la CCSN. Les données relatives à certains indicateurs de rendement en matière de sûreté présentés sont incorporées dans le présent rapport. Aucune limite ni aucun seuil réglementaire n’est associé à ces données. Toutefois, le personnel de la CCSN en fait le suivi afin de cerner les tendances au fil du temps et les déviations par rapport aux données typiquement fournies par d’autres titulaires de permis menant des activités ou exploitant des installations semblables. Les tendances évoluent relativement lentement. Les différences entre les titulaires de permis sont plutôt modestes, étant donné que les titulaires de permis de centrales nucléaires sont généralement dotés de programmes visant les DSR qui sont bien étayés et fondés sur des exigences similaires ou identiques.

Toute tendance ou comparaison défavorable donnent lieu à des examens réglementaires plus rigoureux. Selon l’importance pour la sûreté de la tendance ou de l’écart, des examens réglementaires plus rigoureux peuvent comprendre une surveillance et un suivi accrus, une attention soutenue lors d’inspections sur le terrain, l’ajustement du moment ou de la portée d’une inspection de base, un examen approfondi de la documentation ou une inspection réactive.

En 2015-2016, le commissaire à l’environnement et au développement durable a réalisé une vérification du rendement de la surveillance du secteur nucléaire exercée par la CCSN, pour la période allant d’avril 2013 à mars 2015. Les constats ont été énoncés dans le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016 ^{Référence 1}. En date du 30 septembre 2016, la CCSN avait mis en œuvre quatre des cinq recommandations découlant de la vérification. Les travaux visant à mettre en œuvre la dernière recommandation, soit améliorer la documentation relative au processus de planification des inspections de sites, ont été achevés avant le 31 mars 2017.

1.4.5 Application de la loi

La CCSN utilise une méthode graduelle de l’application de la loi afin d’encourager et d’imposer la conformité et de décourager toute nouvelle situation de non-conformité.

Lorsqu’une situation de non-conformité est relevée, le personnel de la CCSN détermine la mesure d’application de la loi qui s’impose en fonction de l’importance pour la sûreté et d’autres facteurs comme la question de savoir si la situation de non-conformité est systémique ou récurrente. Chaque mesure réglementaire constitue une réponse distincte et indépendante à une situation de non-conformité.

Un jugement réglementaire est appliqué et de nombreux facteurs sont pris en considération pour déterminer la stratégie d’application la plus appropriée à toute situation donnée. Si les mesures initiales d’application de la loi ne poussent pas les parties visées à se conformer rapidement, d’autres mesures d’application sont prises.

Les réponses réglementaires aux situations de non-conformité et les mesures d’application de la loi comprennent notamment ce qui suit :

• l’élaboration d’une méthode qui facilitera la détermination des emplacements possibles pour les ouvrages de prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario
• envoyer des avis écrits
• renforcer la surveillance réglementaire
• présenter des demandes aux termes du paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• imposer des sanctions administratives pécuniaires
• délivrer des ordres
• prendre des mesures d’autorisation
• retirer l’accréditation de personnes ou l’homologation d’un équipement
• intenter des poursuites

Les mesures d’application peuvent être appliquées de façon indépendante ou de concert avec d’autres mesures.

1.4.6 Cotes de l’évaluation de la sûreté

Le présent rapport présente les cotes de rendement en matière de sûreté attribuées à chacune des centrales nucléaires et des IGD pour chacun des DSR. Les cotes sont attribuées en fonction des résultats des activités du PVC. Les observations sont classées dans le DSR et le domaine particulier appropriés et sont évaluées en fonction d’un ensemble d’objectifs et de critères de rendement élaborés pour les DSR (voir l’annexe A).

Étant donné que le PVC est fondé sur un cycle continu, généralement quinquennal, d’activités réglementaires, tous les domaines particuliers ne sont pas directement évalués au moyen d’inspections ou d’examens de la documentation chaque année. Lors de l’attribution d’une cote aux domaines particuliers, le personnel de la CCSN s’appuie sur les inspections réalisées au cours des années précédentes ainsi que sur les conclusions d’autres activités de surveillance réglementaire réalisées en 2017. Cela peut inclure l’examen des mesures prises à la suite d’inspections antérieures et d’autres faits nouveaux, la surveillance et le suivi d’un site de même que d’autres interactions avec les titulaires de permis.

L’évaluation présentée dans le présent rapport comprend une cote globale pour chaque centrale nucléaire et IGD. Il s’agit d’une indication du rendement global en matière de sûreté de chaque installation. Voir la description détaillée de la méthode d’attribution des cotes de rendement par la CCSN aux centrales nucléaires et aux IGD à l’annexe C.

Pour établir les cotes de rendement de 2017, le personnel de la CCSN a tenu compte de 1 547 observations associées aux centrales nucléaires et aux IGD. La plupart des observations (99,9 %) étaient conformes aux exigences, de valeur négligeable ou de faible importance pour la sûreté. Autrement dit, chacune de ces observations a eu une incidence positive, négligeable ou légèrement négative sur la sûreté dans le domaine particulier visé. Les autres observations (moins de 0,1 %) ont eu une incidence négative dans le contexte de l’évaluation d’un domaine particulier. Davantage de renseignements sur les observations ayant une importance moyenne pour la sûreté sont présentés à la section 3 du présent rapport.

En ce qui a trait au site de Bruce, les centrales de Bruce-A et de Bruce‑B sont évaluées de manière distincte par rapport à l’IGDW, car elles sont exploitées par des titulaires de permis différents. Quant aux sites de Darlington et de Pickering, la centrale nucléaire et l’IGD sont évaluées séparément, car elles sont réglementées aux termes de permis distincts et sont assujetties à des exigences réglementaires propres à l’installation. Toutefois, elles sont abordées dans la même rubrique étant donné qu’elles ont des points communs (même titulaire de permis). Les IGD de Point Lepreau et de Gentilly-2 sont évaluées de concert avec leurs centrales nucléaires respectives étant donné qu’elles sont régies aux termes des permis des centrales nucléaires et sont assujetties aux mêmes exigences réglementaires (à l’instar des rapports de surveillance réglementaire antérieurs).

Les cotes de rendement des DSR de 2017 attribuées aux centrales nucléaires et aux IGD sont fournies à la section 2 en fonction des DSR et à la section 3 en fonction des installations. De plus, la section 3 présente la cote globale de chaque centrale nucléaire et IGD. Aux fins d’établissement des tendances, la section 3 donne également les cotes des DSR et les cotes globales des installations en 2016, sauf pour Gentilly-2 pour laquelle la dernière cote a été établie en 2015. Les cotes de 2016 attribuées à toutes les installations sont expliquées et présentées en tableau C.4.

2 Renseignements généraux

La présente section établit des renseignements généraux, ventilés par DSR, qui mettent en contexte les évaluations de la section 3. Elle comprend des remarques sur les exigences relatives aux évaluations. Des renseignements détaillés à l’égard des exigences sont fournis à l’annexe E.

2.1 Système de gestion

Ce DSR englobe le cadre qui établit les processus et les programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté et surveille continuellement son rendement à l’égard de ces objectifs, tout en favorisant une saine culture de sûreté.

Cotes de rendement pour le système de gestion

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Système de gestion englobe les domaines particuliers suivants :

• Système de gestion
• Organisation
• Gestion du changement
• Culture de sûreté
• Gestion de la configuration
• Gestion des documents
• Gestion des entrepreneurs
• Continuité des opérations
• Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
• Définition des problèmes et expérience d’exploitation

Système de gestion

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N286-F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires
• Norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Les systèmes de gestion des titulaires de permis englobent des énoncés de politique nucléaire, des descriptions d’interfaces et des documents justificatifs qui permettent le contrôle et la tenue à jour des programmes et des processus du système de gestion. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, la CCSN recueille des données objectives sur l’efficacité des systèmes de gestion des titulaires de permis conformément aux exigences réglementaires.

Organisation

L’organisation de chaque titulaire de permis est définie dans la documentation qui expose son système de gestion. Ainsi, la structure organisationnelle, les pouvoirs, les obligations redditionnelles et les responsabilités rattachées à chaque poste sont expliqués en détail, notamment les interfaces internes et externes, les processus décisionnels et les personnes responsables de prendre les décisions. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN permettent de vérifier que les structures organisationnelles, les rôles et les responsabilités sont documentés et à jour, dans le contexte des processus visés par les inspections et les autres activités de surveillance.

Gestion du changement

Les titulaires de permis disposent de processus approuvés pour gérer les changements apportés à leur organisation, leur documentation, leurs processus, leurs programmes, leurs conceptions, leurs dessins, leurs structures, leurs systèmes, leurs composants, leurs équipements, leur matériel et leurs logiciels. Ces processus visent à faire en sorte que les changements soient consignés et justifiés et que les parties intéressées en soient informées afin qu’elles puissent les examiner et évaluer les répercussions possibles sur la sûreté. La mesure dans laquelle un changement sera accepté est proportionnelle à ses répercussions et à sa complexité.

Culture de sûreté

Les titulaires de permis font régulièrement une autoévaluation de leur culture de sûreté. Les données sont recueillies selon diverses méthodes, notamment des sondages, des entrevues et des discussions de groupe. Bruce Power, OPG et Énergie NB ont créé des groupes de surveillance de la culture de sûreté conformément à l’orientation donnée par le Nuclear Energy Institute. Le personnel de la CCSN a examiné les autoévaluations de la culture de sûreté réalisées par les titulaires de permis, et leurs résultats confirment la pertinence des mesures de suivi des titulaires de permis.

Gestion de la configuration

Les titulaires de permis, dans leur gestion de la configuration, ont recours à des processus de gestion garantissant que la configuration physique et opérationnelle et la documentation respectent les exigences de conception et le fondement d’autorisation. Parmi ces processus, mentionnons l’examen de l’assurance d’achèvement avant la mise en service des structures, systèmes et composants (SSC).

Gestion des documents

Les systèmes de gestion des documents font en sorte que seuls des documents approuvés et récents sont produits et utilisés. Les documents désuets sont retirés. Des documents sont produits, puis révisés aux fins d’approbation. Les documents et les dossiers peuvent être consultés au besoin. Les dossiers sont protégés et entreposés conformément aux exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN fonde son évaluation de la mise en œuvre des processus de contrôle des documents et des dossiers des titulaires de permis sur de nombreuses activités réglementaires visant divers DSR.

Gestion des entrepreneurs

Le personnel de la CCSN évalue la mise en œuvre par les titulaires de permis des programmes de la chaîne d’approvisionnement qui permettent de qualifier les entrepreneurs ainsi que de gérer les exigences contractuelles et les travaux des entrepreneurs. Les activités de gestion des titulaires de permis permettent de définir, de planifier et de surveiller les activités entourant l’établissement des objectifs en matière de sûreté en vue de respecter les exigences réglementaires et leurs propres exigences. L’atteinte de ces objectifs est mesurée et surveillée, et cette surveillance s’étend aux volets des activités confiées aux entrepreneurs.

Continuité des opérations

Les titulaires de permis prennent des mesures pour continuer d’atteindre leurs objectifs de sûreté et d’exploitation en situation difficile. Ces mesures comprennent des plans d’urgence pour préserver ou restaurer les fonctions de sûreté et d’exploitation.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Les titulaires de permis évaluent et améliorent continuellement leurs systèmes de gestion. La haute direction confirme l’efficacité de son système de gestion pour garantir une exploitation sûre au moyen d’examens annuels des activités de surveillance du rendement. Les intrants de ces examens comprennent les résultats des vérifications et des autoévaluations, l’état d’avancement des mesures correctives ainsi que les indicateurs de rendement clés utilisés pour conserver la maîtrise de leurs processus afin que l’exploitation demeure sûre. À l’issue de ces examens, des mesures sont prises pour remédier aux lacunes relevées dans le système de gestion.

Définition des problèmes et expérience d’exploitation

Les titulaires de permis sont dotés de programmes de mesures correctives qui permettent de déceler et de résoudre les problèmes et de tenir compte de l’expérience d’exploitation (OPEX). Lorsque des problèmes surviennent, les titulaires de permis prennent sur-le-champ des mesures afin d’atténuer le plus possible les répercussions sur leurs installations. Les problèmes sont consignés et signalés aux cadres hiérarchiques concernés afin d’enclencher le processus visant à remédier aux causes et à éviter que les événements importants ne se reproduisent. Des échéanciers sont établis pour neutraliser les défaillances et appliquer des mesures correctives.

Pour les problèmes systémiques ou graves, les titulaires de permis procèdent à l’analyse des causes fondamentales, tandis que pour les problèmes de moindre importance pour la sûreté, ils recensent les causes directes et apparentes. De plus, les titulaires de permis effectuent des analyses pour dégager des tendances. Les titulaires de permis se sont dotés de processus de collecte et d’examen d’information afin de relever et d’évaluer toute OPEX pertinente qui a pour effet d’améliorer et de prendre des mesures permettant d’éviter que les problèmes se reproduisent.

2.2 Gestion de la performance humaine

Ce DSR englobe les activités qui permettent d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents. Le personnel possède les connaissances et les compétences nécessaires et dispose des procédures et des outils dont il a besoin pour exécuter ses tâches en toute sûreté.

Cotes de rendement pour la gestion de la performance humaine

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Gestion de la performance humaine englobe les domaines particuliers suivants :

• 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

Programme de performance humaine

Le programme de performance humaine constitue une exigence organisationnelle pour l’ensemble de l’organisation d’un titulaire de permis et est mis en œuvre à l’échelle locale dans les divers départements; il s’applique donc à la fois aux centrales nucléaires et aux IGD. Les titulaires de permis mettent en œuvre un programme de performance humaine pour minimiser les erreurs et aider les travailleurs à exécuter leurs tâches en toute sûreté et de manière efficace.

Formation du personnel

Les titulaires de permis utilisent des systèmes de formation reposant sur les principes d’une approche systématique de la formation (ASF).

La publication suivante contient des exigences réglementaires visant les centrales nucléaires et les IGD qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, REGDOC-2.2.2, La formation du personnel

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 6.2.

Accréditation du personnel

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW étant donné que ces installations ne comptent pas de personnel accrédité.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Pour devenir un travailleur accrédité, un candidat doit réussir les cours de formation et les examens d’accréditation. La CCSN accrédite un candidat qui satisfait aux exigences du document RD‑204 et qui a démontré sa capacité à s’acquitter des fonctions d’un poste accrédité en toute sûreté. Après avoir été accrédités par la CCSN, les travailleurs suivent une formation continue et se soumettent à des examens de renouvellement de l’accréditation pour s’assurer qu’ils tiennent à jour les connaissances et les compétences nécessaires pour exercer leurs fonctions en toute sûreté.

La CCSN exige que tous les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de chefs de quart, d’opérateurs de réacteur et de spécialistes en radioprotection accrédités. En raison de la conception des installations de Bruce-A, de Bruce-B et de Darlington, la CCSN exige que ces titulaires de permis emploient également des opérateurs de la tranche 0 (OT0) accrédités. Les postes de spécialistes en radioprotection sont les seuls postes nécessitant une accréditation à Gentilly‑2.

Le tableau 7 indique le nombre de travailleurs accrédités qui sont disponibles pour les postes nécessitant une accréditation à chaque centrale nucléaire, au 31 décembre 2017. Le tableau indique également le nombre minimal requis d’employés pour chaque poste, qui équivaut au nombre minimal d’employés accrédités qui doivent être présents en tout temps, multiplié par le nombre total d’équipes.

Tableau 7 : Nombre de personnes accréditées disponibles à chaque centrale nucléaire par poste nécessitant une accréditation en 2017

Centrale	Opérateur de réacteur	Opérateur de tranche 0a	Superviseur de quartb	Spécialiste en radioprotection	Total
Bruce-A
Réel	51	21	19	5c	96
Minimum	30	10	10	1	51
Bruce-B
Réel	58	26	17	5c	106
Minimum	30	10	10	1	51
Darlington
Réel	58	18	30	3	109
Minimum	30	10	10	1	51
Pickering 1, 4
Réel	36		16	4d	56
Minimum	20		10	1	31
Pickering 5‑8
Réel	60		19	4d	83
Minimum	30		10	1	41
Point Lepreau
Réel	12		7	2	21
Minimum	6		6	1	13
Gentilly-2
Réela				3	3
Minimuma				1	1

Remarques :

1. Il n’y a aucun poste d’OT0 à Pickering 1, 4, à Pickering 5-8 ou à Point Lepreau.
2. Aux centrales à tranches multiples, le nombre de superviseurs de quart représente l’addition du nombre total de gestionnaires de quart accrédités et de chefs de quart de salle de commande accrédités.
3. Cinq spécialistes en radioprotection sont accrédités pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B.
4. Quatre spécialistes en radioprotection sont accrédités à Pickering 1,4 et à Pickering 5-8.
5. Il n’y a aucun poste d’opérateur de réacteur, d’OT0 ou de superviseur de quart à Gentilly-2.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW. Dans le cadre du programme d’accréditation du personnel permettant de devenir des travailleurs accrédités, les candidats sont tenus de réussir des examens d’accréditation initiale. Les travailleurs accrédités doivent par la suite passer des examens de renouvellement de l’accréditation, qui constituent l’une des exigences à satisfaire pour que leur accréditation soit renouvelée. Le personnel de la CCSN administre les examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation pour les spécialistes en radioprotection. Les titulaires de permis sont responsables des examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation pour le reste du personnel accrédité. Comme il a été noté précédemment, les spécialistes en radioprotection sont les seuls postes nécessitant une accréditation à Gentilly-2. Étant donné que le personnel de la CCSN administre les examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation, ce domaine particulier ne s’applique pas à Hydro‑Québec.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité sont fournis à l’annexe E.

Organisation du travail et conception des tâches

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW.

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis sont tenus d’assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés pour exercer de façon sécuritaire toutes les activités autorisées. En outre, les titulaires de permis de centrales nucléaires doivent maintenir en tout temps un effectif minimal conformément à leur permis. Cet effectif minimal est propre à chaque centrale nucléaire et varie selon la conception de l’installation, les procédures d’exploitation et d’urgence et les fonctions organisationnelles. Les titulaires de permis de centrales nucléaires déterminent leur propre effectif minimal au moyen d’analyses systématiques et démontrent qu’il est suffisant au moyen d’exercices de validation intégrés que le personnel de la CCSN examine. Les analyses et rapports de validation sont ajoutés au fondement d’autorisation pour chaque centrale nucléaire.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires doivent signaler à la CCSN les situations de non‑conformité relatives à l’effectif minimal, conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN. Au total, huit situations de non‑conformité relatives à l’effectif minimal ont été déclarées par les titulaires de permis en 2017. Sur ces huit événements, quatre concernaient la disponibilité et à la qualification des pompiers à temps plein et des pompiers volontaires ainsi que du personnel d’intervention en cas d’urgence. La section 3 donne de plus amples renseignements sur certains de ces événements. Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont pris les mesures qui s’imposaient pour veiller à ce que la sûreté ne soit pas compromise, notamment en exploitant les installations en mode veilleuse^{Footnote 1} et en appelant des employés supplémentaires en renfort. Le personnel de la CCSN n’a relevé dans les rapports aucun problème d’exploitation lié à ces points de non-conformité.

Aptitude au travail

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes relatifs à l’aptitude au travail.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires
• CCSN, RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

La CCSN a publié le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 2 : Gérer la consommation d’alcool et de drogues en novembre 2017. Ce document expose les exigences et l’orientation à respecter dans la gestion de l’aptitude des travailleurs occupant des postes importants et des postes essentiels sur le plan de la sûreté en ce qui concerne la consommation d’alcool et de drogues à tous les sites à sécurité élevée. Tous les titulaires de permis de sites à sécurité élevée devaient soumettre des plans de mise en œuvre au début de 2018. Durant la première moitié de 2018, le personnel de la CCSN examinait les plans de mise en œuvre. La section 3 donne de plus amples renseignements sur la mise en œuvre du REGDOC.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN examinait les plans de mise en œuvre durant le premier semestre de 2018.

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires disposent de procédures qui énoncent les exigences à l’égard des heures de travail à leur installation ainsi que des processus de surveillance de la conformité aux limites établies à cet égard. Le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires exige des titulaires de permis de centrales nucléaires qu’ils produisent un rapport trimestriel sur toute situation de non-conformité aux limites établies à cet égard en ce qui a trait au personnel accrédité qui exécute des tâches liées à la sûreté.

Dans les quatre rapports trimestriels présentés à la CCSN en 2017, Énergie NB n’a signalé aucune situation de non-conformité aux exigences régissant les heures de travail du personnel accrédité, tandis qu’OPG en a signalé deux pour la centrale de Darlington et une pour la centrale de Pickering. Bruce Power a déclaré de multiples situations de non-conformité aux procédures visant les heures de travail du personnel accrédité de la centrale. Ces situations de non-conformité sont abordées à la section 3.4.2. Aucune situation de non-conformité aux limites provinciales à l’égard des heures de travail n’a été signalée pour l’IGDD, l’IGDP et l’IGDW en 2017.

Afin d’assurer la clarté et la cohérence sur le plan réglementaire dans ce domaine, la Commission a approuvé le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 1 : Gérer la fatigue des travailleurs aux fins de publication en mars 2017. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont présenté à la CCSN les plans et les échéanciers de mise en œuvre. La section 3 donne de plus amples renseignements sur la mise en œuvre du REGDOC.

2.3 Conduite de l’exploitation

Ce DSR comprend un examen global de la mise en œuvre des activités autorisées ainsi que des activités qui contribuent à un rendement efficace.

Le personnel de la CCSN évalue la conduite de l’exploitation par les titulaires de permis en procédant à diverses activités de vérification de la conformité, par exemple l’examen des rapports trimestriels sur l’exploitation, l’analyse des rapports et des mesures de suivi en lien avec les événements à déclaration obligatoire, des inspections de référence et des inspections ciblées ainsi qu’un suivi des réponses des titulaires de permis aux constats des inspections.

Cotes de rendement pour la conduite de l’exploitation

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
ES	ES	ES	ES	SA	ES	ES	ES	SA

Le DSR Conduite de l’exploitation englobe les domaines particuliers suivants :

• 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

Réalisation des activités autorisées

Les politiques et les principes d’exploitation pour les centrales nucléaires et les IGD énoncent les exigences spécifiques assurant le respect du dimensionnement de l’installation pour une exploitation sûre. Pendant les inspections sur le site, le personnel de la CCSN vérifie que des pratiques de travail sûres sont utilisées et examine les systèmes de tenue des documents des titulaires de permis afin de confirmer que des mesures correctives sont établies et font l’objet d’un suivi.

Aux termes du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN, les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation sont tenus de déclarer toute défaillance grave du système fonctionnel. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’il n’y a eu aucune défaillance grave du système fonctionnel aux centrales nucléaires en 2017. Le REGDOC exige également des titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation qu’ils fassent rapport à la CCSN des résultats relatifs à l’indicateur de rendement « nombre de transitoires imprévus ». Cet indicateur de rendement montre le nombre de transitoires imprévus de la puissance du réacteur, quelle qu’en soit la cause, pendant que celui-ci n’est pas en état d’arrêt garanti.

Les transitoires, des baisses imprévues de puissance, peuvent être un signe de problèmes sur le plan du fonctionnement de la centrale nucléaire et occasionner des contraintes inutiles sur les systèmes. Le tableau 8 présente le nombre de transitoires imprévus de la puissance du réacteur dans les centrales nucléaires causés par les reculs rapides de puissance (RRP), les baisses contrôlées de puissance (BCP) et les arrêts d’urgence (AU) où le déclenchement d’un système d’arrêt d’urgence entraîne un arrêt du réacteur. Les RRP et les BCP occasionnent une baisse graduelle de la puissance servant à contrer tout risque potentiel pour l’exploitation de la centrale nucléaire.

En 2017, tous les transitoires imprévus ont été contrôlés adéquatement et, au besoin, des baisses de puissance ont été actionnées automatiquement par les systèmes de contrôle du réacteur, qui sont abordés de manière plus approfondie aux sections 3.1.3, 3.2.3, 3.3.3 et 3.4.3.

Tableau 8 : Nombre de transitoires imprévus

Centrale nucléaire	Nombre de réacteurs en exploitation	Nombre d’heures d’exploi-tation	Arrêts d’urgence1	Reculs rapides de puissance	Baisses contrôlées de puissance	Total des transitoires imprévus2	Nombre d’AU par 7 000 heures d’exploitation
Darlington	4	23 846	1	1	2	4	0,29
Pickering 1, 4	2	13 301	1	S.O.3	0	1	0,53
Pickering 5‑8	4	29 825	0	0	4	4	0,00
Point Lepreau	1	7 928	0	0	5	54	0,00
Bruce-A	4	32 965	2	0	0	2	0,42
Bruce-B	4	30 871	0	1	6	7	0,00
Total de l’industrie	19	138 736	4	2	17	23	0,20

Remarques :

1. Il s’agit des arrêts d’urgence (AU) automatiques seulement; ce qui n’inclut pas les déclenchements manuels ou ceux survenus pendant des essais de mise en service.
2. Les transitoires imprévus comprennent les AU, les reculs rapides de puissance et les baisses contrôlées de puissance.
3. Les reculs rapides de puissance ne sont pas mis en œuvre à Pickering 1, 4.
4. Il ne s’agit pas de cinq événements distincts; voir la section 3.3.3.

La figure 2 montre la tendance relative au nombre total de transitoires imprévus (appelée « total de l’industrie ») pour chacune des centrales et pour l’ensemble de l’industrie au cours de la période allant de 2013 à 2017. Le nombre de transitoires imprévus en 2017 a été comparable à celui des années précédentes et a été jugé acceptable par le personnel de la CCSN.

Figure 2 - Version textuelle

	DNGS	PNGS 1,4	PNGS 5-8	Point Lepreau	Bruce A	Bruce B	Ensembles des centrales
2013	2	3	4	1	7	4	10
2014	3	2	1	3	11	3	9
2015	3	2	3	1	6	8	9
2016	5	3	2	2	9	3	12
2017	4	1	4	5	2	7	14

La figure 3 montre le nombre d’AU par 7 000 heures d’exploitation du réacteur pour l’ensemble des centrales nucléaires au Canada comparativement à une mesure utilisée par l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO). En 2016, la WANO a commencé à publier le pourcentage de réacteurs ayant atteint ses objectifs. Les objectifs de la WANO au chapitre du rendement global de l’industrie pour des types précis de réacteurs comprennent ce qui suit :

• 0,5 déclenchement imprévu des systèmes d’arrêt d’urgence (SAU) par 7 000 heures de criticité pour les réacteurs à eau sous pression (s’applique également aux réacteurs à eau bouillante et aux réacteurs modérés par graphite refroidis à l’eau légère)
• 1,0 déclenchement imprévu des SAU par 7 000 heures de criticité pour les réacteurs pressurisés à l’eau lourde

Bien que l’objectif de la WANO pour les réacteurs à eau lourde sous pression soit un point de référence plus approprié pour les réacteurs CANDU dans les centrales nucléaires canadiennes, on peut voir à la figure 3 une ligne marquant l’objectif de 0,5, plus difficile à respecter, imposé pour les réacteurs à eau sous pression. Les approximations suivantes ont été tirées des données représentatives figurant dans la publication de la WANO sur l’indicateur de rendement de 2016 (les données de la WANO pour 2017 ne sont pas encore publiées). Elles peuvent servir aux fins de comparaison entre le rendement des centrales nucléaires canadiennes et des centrales nucléaires du reste du monde :

• une proportion de seulement 64 % des réacteurs à eau sous pression dans le monde respecte l’objectif de la WANO pour l’industrie établie à 0,5 déclenchement imprévu des SAU par 7 000 heures de criticité
• une proportion de seulement 58 % des réacteurs à eau lourde sous pression dans le monde respecte l’objectif de la WANO pour l’industrie établie à 1,0 déclenchement imprévu des SAU par 7 000 heures de criticité

La figure 3 démontre que, collectivement, le rendement des centrales nucléaires canadiennes est bien inférieur à ces objectifs en 2016 et 2017.

Figure 3 - Version textuelle

	2013	2014	2015	2016	2017
Canada	0.34	0.38	0.15	0.20	0.20

Procédures

Chaque centrale nucléaire et IGD s’est dotée de processus permettant de s’assurer que des procédures sont définies et que les changements sont gérés d’une manière cohérente afin de favoriser l’exploitation et l’entretien sûrs de chacune d’elles.

Rapport et établissement de tendances

Les articles 29 et 30 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires énoncent des situations précises à la suite desquelles le titulaire de permis est tenu de faire parvenir un rapport à la CCSN. Pour chaque événement à déclaration obligatoire, le titulaire de permis doit présenter un rapport complet qui explique en détail l’événement, y compris les effets que la situation a entraînés ou est susceptible d’entraîner sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ainsi que le maintien de la sécurité, et les mesures prises ou proposées par le titulaire de permis en lien avec l’événement déclaré.

Les publications suivantes étayent les exigences réglementaires relatives à la production de rapports pour les centrales nucléaires :

• CCSN, REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires
• CCSN, REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3. On y présente des exigences et de l’orientation additionnelle pour les rapports sur les événements et les rapports trimestriels et annuels. La section 1.4.3 fournit de plus amples renseignements sur le REGDOC-3.1.1.

Le personnel de la CCSN a conclu que les rapports et les activités d’établissement des tendances répondaient aux exigences réglementaires en 2017.

Les exigences relatives à la production de rapports pour les IGD se trouvent dans les règlements applicables, comme le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et les permis d’exploitation. Par exemple, chaque permis d’exploitation d’une installation de gestion des déchets comporte une condition de permis pour les exigences relatives à la production de rapports qui détermine le contenu des rapports trimestriels et annuels et le moment où ces rapports seront présentés à la CCSN.

Le personnel de la CCSN a effectué un suivi de tous les événements à déclaration obligatoire dans les centrales nucléaires et les IGD à l’aide d’une approche graduelle fondée sur l’importance du risque associé à chacun des événements en question, y compris les mesures correctives prises. Le personnel de la CCSN informe la Commission de tout événement à déclaration obligatoire de plus grande envergure au moyen de rapports initiaux d’événement (RIE) ou de rapports d’étape réguliers. Les événements les plus importants déclarés en 2017 en ce qui a trait aux centrales nucléaires et aux IGD sont abordés dans le présent rapport.

Rendement de la gestion des arrêts

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP, à l’IGDW ou à Gentilly-2.

Le personnel de la CCSN réalise des inspections durant les arrêts des centrales nucléaires afin de confirmer que le respect des exigences réglementaires est maintenu et que le travail est exécuté en toute sûreté. Il surveille le niveau de rendement et d’atteinte des objectifs pendant les arrêts prévus aux fins d’entretien. Il confirme également que les arrêts imprévus et les prolongations d’arrêts sont gérés de façon sûre et conforme aux exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN informe la Commission de tout arrêt imprévu de réacteur causé par un déclenchement et des incidences associées au moyen des RIE ou des rapports d’étape réguliers sur les centrales nucléaires.

Paramètres d’exploitation sûre

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP, à l’IGDW ou à Gentilly-2.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour les centrales nucléaires en exploitation en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N290.15-F10, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires

Le respect par chaque centrale nucléaire en exploitation de ses paramètres d’exploitation sûre (PES) permet de veiller à ce que chaque réacteur soit exploité dans son état analysé, assurant ainsi une sûreté adéquate en tout temps.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Les titulaires de permis ont établi des rôles et responsabilités au sein de leurs organisations pour gérer les accidents graves sur leurs sites, le cas échéant. Tous les titulaires de permis avaient élaboré et mis en œuvre des lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG). Les LDGAG comprennent des mesures visant à empêcher les dommages graves au cœur du réacteur en cas d’accident, à atténuer les conséquences d’un accident causant des dommages au cœur du réacteur et à rétablir des conditions stables à long terme.

Ils ont également élaboré des lignes directrices pour l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (LGEAU) afin de donner des instructions sur l’utilisation et le déploiement de cet équipement. L’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) vise à renforcer les capacités d’appoint en eau et d’alimentation électrique pour refroidir le combustible, mettre un frein à l’évolution d’un accident et atténuer les conséquences des accidents en ce qui a trait aux accidents hors dimensionnement, y compris les accidents graves.

En 2017, les titulaires de permis continuent de mettre à jour leurs LDGAG pour y intégrer les leçons tirées de l’incident de Fukushima, notamment en y ajoutant des lignes directrices et des stratégies pour gérer des événements touchant les centrales nucléaires à tranches multiples ainsi que des événements survenus dans les piscines de stockage du combustible usé et en état d’arrêt.

La publication suivante était pertinente en 2017 :

• CCSN, REGDOC‑2.3.2, Gestion des accidents : Programme de gestion des accidents graves (2013)

La version de 2013 du REGDOC-2.3.2 offre de l’orientation (mais aucune exigence) à l’égard de la gestion des accidents graves. De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3. En 2015, la CCSN a également publié la deuxième version du REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents qui remplace la version de 2013. La nouvelle version fournit à la fois des exigences réglementaires et de l’orientation relatives à la gestion de tous les accidents, y compris les accidents graves dans les installations dotées de réacteurs. La CCSN a demandé aux titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation de présenter leurs plans de mise en œuvre. Énergie NB a soumis son plan en 2017 (voir la section 3.3.3 pour de plus amples renseignements).

Gestion des accidents et rétablissement

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visent à s’assurer que des procédures à jour soient disponibles et que les opérateurs aient reçu une formation à leur égard. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de procédures adéquates (p. ex. manuels pour les incidents anormaux et procédures d’exploitation d’urgence pour les centrales nucléaires) en vue de gérer les incidents anormaux ainsi que les accidents de dimensionnement. Ces procédures permettent d’atténuer les incidents et de rétablir l’état sûr et le contrôle de l’installation. Elles permettent également d’empêcher que l’incident anormal devienne un accident grave, tel qu’il est susmentionné.

2.4 Analyse de la sûreté

Le DSR Analyse de la sûreté porte sur la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de chaque installation. Une analyse de la sûreté consiste en une évaluation systématique des dangers potentiels associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée et sert à examiner l’efficacité des mesures et des stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers.

Dans le cas des centrales nucléaires, l’analyse de la sûreté fait principalement appel à une approche déterministe afin de démontrer l’efficacité des fonctions fondamentales de sûreté, soit « le contrôle, le refroidissement et le confinement ». Les facteurs de risque sont pris en compte en effectuant des études probabilistes de la sûreté (EPS). Des marges de sûreté appropriées devraient être appliquées afin de tenir compte des incertitudes et des limites des approches en matière d’analyse de la sûreté.

Cotes de rendement pour l’analyse de la sûreté

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	ES	SA

Le DSR Analyse de la sûreté englobe les domaines particuliers suivants :

• CCSN, REGDOC‑2.3.2, Gestion des accidents : Programme de gestion des accidents graves (2013)
• Étude probabiliste de sûreté
• Sûreté-criticité
• Analyse des accidents graves
• Gestion des questions de sûreté (y compris les programmes de R-D)

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 pour ce DSR :

• Norme du Groupe CSA N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires

Analyse déterministe de la sûreté

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD soumettent au moins tous les cinq ans un rapport d’analyse de la sûreté visant leurs installations qui établit les dangers liés à l’installation visée et les mesures de protection permettant de contrôler ou d’atténuer en toute sûreté ces dangers. Ce rapport permet de démontrer la pertinence de la conception de l’installation.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N286.7, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires
• Norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2007)
• Norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)
• Norme du Groupe CSA N393, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires (2013)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires entament un programme d’amélioration de l’analyse de la sûreté lié à la mise en œuvre progressive en cours du REGDOC-2.4.1. Un des aspects étudiés en 2017 est l’analyse déterministe de la sûreté des événements de mode commun, qui comporte certaines caractéristiques nouvelles pour l’analyse des réacteurs CANDU à tranches multiples.

Le personnel de la CCSN offre une rétroaction aux titulaires de permis de centrales nucléaires sur leurs améliorations actuelles sur le plan des analyses de la sûreté. Les analyses déterministes de la sûreté existantes des titulaires de permis sont demeurées adéquates pendant la mise en œuvre continue du REGDOC-2.4.1, tout au long de 2017.

Impact du vieillissement sur l’analyse de la sûreté des centrales nucléaires

Le vieillissement d’un réacteur modifie certaines caractéristiques du circuit caloporteur primaire, ce qui entraîne une diminution graduelle des marges de sûreté. Des mesures compensatoires doivent donc être prises pour atténuer l’incidence du vieillissement, au besoin. Les SSC d’un réacteur subissent le contrecoup du vieillissement simultanément et à différents niveaux. Par conséquent, il faut régulièrement revoir le dossier de sûreté global d’une centrale nucléaire et quantifier les marges de sûreté au moment donné.

Grâce à un programme de gestion du vieillissement, les titulaires de permis sont en mesure de surveiller systématiquement d’importants paramètres relatifs à l’analyse de la sûreté du vieillissement des réacteurs. À ce programme viennent se greffer les évaluations réalisées par les titulaires de permis à l’égard des marges de sûreté au moment donné au fur et à mesure que les conditions des réacteurs évoluent sous l’effet du vieillissement. Ces évaluations et programmes de gestion du vieillissement visent à surveiller, à évaluer et à atténuer l’impact du vieillissement du circuit caloporteur primaire sur les analyses de la sûreté et à démontrer l’exploitation sûre de la centrale.

En 2017, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la mesure dans laquelle les titulaires de permis tiennent compte du vieillissement dans leurs analyses de la sûreté.

Accident de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche : marges de sûreté pour les centrales nucléaires

OPG, Énergie NB et Bruce Power proposent d’avoir recours à l’approche analytique composite (ACC) afin de démontrer que les marges de sûreté pour les accidents de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB) sont plus importantes que celles évaluées à l’aide de la méthode classique d’analyse de la sûreté reposant sur une limite des paramètres d’exploitation. (Pour de plus amples renseignements, voir la description ci-dessous dans le domaine particulier de la gestion des dossiers de sûreté.)

Sur le plan de la conception, la méthode de l’AAC proposée est conforme aux exigences énoncées dans le REGDOC 2.4.1. Toutefois, le personnel de la CCSN a jugé que la méthode nécessite un complément de validation et un approfondissement avant de pouvoir être acceptée aux fins d’application réglementaire. Un certain nombre d’activités clés ont été définies et devraient permettre au personnel de la CCSN d’accepter la méthode de l’AAC. Dans l’ensemble, l’industrie continue de bien progresser dans le cadre de toutes les activités définies.

Bruce Power a présenté à la fin de 2016 un plan de travail visant l’utilisation de la méthode de l’ACC afin de démontrer quantitativement que les marges de sûreté pour les APRPGB étaient plus importantes que celles prédites dans l’analyse pour les réacteurs de la centrale de Bruce-B. Le plan de travail a été révisé en 2017 par le personnel de la CCSN, qui a conclu que, dans l’ensemble, le travail proposé est acceptable. Toutefois, quelques précisions sur certains points sont nécessaires. Bruce Power entend non seulement répondre aux commentaires formulés par le personnel de la CCSN à la suite de son examen, mais également présenter au milieu de 2019 les résultats d’une application réglementaire de la méthode de l’ACC pour l’analyse de la sûreté des APRPGB concernant les réacteurs de la centrale de Bruce-B.

OPG, dans le cadre de son plan à long terme, continue de soutenir les acteurs de l’industrie dans leurs efforts visant à résoudre le problème que soulève l’application de la méthode de l’ACC pour déterminer les marges de sûreté visant les APRPGB. Pendant ce temps, OPG a proposé une amélioration à son approche actuelle, soit une mise en œuvre plus réaliste de la méthode de la limite des paramètres d’exploitation, pour remédier au problème des marges de sûreté visant les APRPGB à court terme. En 2017, le personnel de la CCSN a examiné le travail proposé et a formulé des recommandations sur certains aspects.

MISE À JOUR : OPG a répondu à certains des commentaires formulés par le personnel de la CCSN et entend présenter son analyse de la sûreté mise à jour relative aux APRPGB en ayant recours à la méthode de mise en œuvre plus réaliste proposée de la limite des paramètres d’exploitation pour Darlington en mars 2018 et pour Pickering dans une phase subséquente. Tel qu’il a été mentionné précédemment, OPG continue de collaborer avec Bruce Power pour perfectionner la méthode de l’ACC aux fins d’application réglementaire.

Énergie NB entend continuer de collaborer avec Bruce Power pour les aspects génériques du projet d’ACC et a l’intention d’emboîter le pas à Bruce Power et de présenter sa propre analyse proposant l’application de l’ACC à l’avenir.

Pendant que le développement de méthodes d’analyse avancée comme l’AAC se poursuit, le personnel de la CCSN a confirmé que toutes les centrales nucléaires en exploitation disposent de marges de sûreté suffisantes visant les APRPGB pour ce qui est des états d’exploitation les plus probables. Afin de contrôler le risque, la CCSN a adopté une série de critères provisoires à l’égard des marges de sûreté (en cas de constats pouvant réduire davantage les marges) en attendant la mise en œuvre de l’AAC sur le plan des applications de réglementation.

Analyse de la sécurité-incendie

La CCSN exige des titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD qu’ils réalisent et tiennent à jour des examens exhaustifs de l’évaluation de la protection-incendie (p. ex. l’examen de conformité aux codes et l’évaluation des risques d’incendie). Ces examens permettent de s’assurer que chaque titulaire de permis est en mesure d’intervenir avec efficience et efficacité pour prévenir, détecter et atténuer les effets d’un incendie et pour préserver la capacité de procéder à un arrêt garanti dans l’éventualité d’un incendie.

Étude probabiliste de sûreté

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à Gentilly-2, à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW.

Tableau 9 : État d’avancement des études probabilistes de la sûreté et de leur examen

Présentation des EPS	Bruce‑A	Bruce-B	Darlington	Pickering 1, 4	Pickering 5‑8	Point Lepreau
Dernière EPS reçue	2014	2014	2015	2013	2017	2016
État de l’examen	Terminé	Terminé	Terminé	Terminé	En cours	Terminé
Présentation prévue de la prochaine EPS	2019	2019	2020	2018	2022	2021
Conformité attendue au REGDOC-2.4.2	2019	2019	2020	2020	2020	2016

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Le REGDOC-2.4.2 comprend de nouvelles exigences (c.-à-d. la prise en compte d’autres sources radioactives, y compris la piscine de stockage du combustible usé et les impacts sur de multiples tranches).

Bruce Power, Darlington et Pickering sont conformes au document d’application de la réglementation de la CCSN S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, et leurs mesures visant à se conformer, d’ici 2019, 2020 et 2020, respectivement, au REGDOC‑2.4.2 progressent bien. Il convient de noter qu’OPG et Bruce Power se sont déjà conformés aux exigences additionnelles soulignées dans le REGDOC‑2.4.2, dans le cadre de l’EPS, pour ce qui est de la prise en compte des impacts sur de multiples tranches, et au moyen de l’utilisation d’analyses déterministes de la sûreté ou d’autres approches visant la prise en compte de combinaisons de dangers externes et d’autres sources radioactives, comme les piscines de stockage du combustible usé.

Énergie NB respecte le REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires depuis 2016.

En plus de se conformer aux nouvelles exigences du REGDOC-2.4.2, les titulaires de permis de centrales nucléaires ont déjà collaboré en vue de répondre à l’orientation formulée par la Commission à l’intention d’OPG (associée au renouvellement du permis d’exploitation de la centrale nucléaire de Pickering en 2013) visant l’élaboration d’une approche des EPS pour l’ensemble du site. Les EPS pour l’ensemble du site nécessitent d’estimer le risque global pour les sites comptant de multiples réacteurs et d’autres sources radioactives. OPG a présenté en 2017 son EPS pour l’ensemble du site de Pickering, qui exposait le risque relatif aux différents modes d’exploitation, aux états d’arrêt, à la piscine de stockage du combustible usé et au stockage à sec du combustible. OPG et le personnel de la CCSN ont présenté les résultats préliminaires lors de la réunion de la Commission de décembre 2017. Le personnel de la CCSN a accepté les résultats globaux d’OPG, plus particulièrement la méthode utilisée pour éviter de compter en double les séquences d’accidents (CMD 17-M64 ^{Référence 4}).

Bruce Power devrait présenter sa méthode d’EPS pour l’ensemble du site en 2018. L’exploitant de Darlington étudiera les leçons tirées du projet pilote d’EPS pour l’ensemble du site avant d’entreprendre les travaux à cet égard.

Dans le cadre de sa mesure visant à présenter à la Commission une mise à jour sur les activités associées à l’établissement d’une position provisoire en matière de réglementation sur le regroupement des risques (CMD 17-M15.A ^{Référence 5}), le personnel de la CCSN a fait le point à l’intention de la Commission, en décembre 2017, à l’égard de l’EPS pour l’ensemble du site (CMD 17-M64 ^{Référence 4}). La mise à jour a inclus une présentation sur le rôle actif que joue le personnel à l’échelle internationale, plus particulièrement auprès de l’AIEA et de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN), en vue de faire avancer les travaux dans ce domaine (y compris les EPS pour les sites à tranches multiples), notamment le regroupement des risques. Les travaux de l’AEN sur l’état d’avancement du projet visant l’EPS pour l’ensemble d’un site devraient prendre fin en décembre 2018, tandis que la date ciblée pour terminer le projet de l’AIEA sur les EPS pour les sites à tranches multiples avait été fixée à octobre 2019.

Sûreté-criticité

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD manipulent et stockent des grappes de combustible qui contiennent de l’uranium naturel irradié ou de l’uranium appauvri. Les analyses de la sûreté-criticité nucléaire de ces types de grappes ont été réalisées et figurent dans le rapport de l’analyse de la sûreté. Les grappes de combustible que possèdent OPG, Hydro‑Québec et Énergie NB ont une teneur en matières fissiles suffisamment faible pour éviter qu’elles ne deviennent critiques dans l’air ou dans l’eau légère. Par conséquent, il n’est pas nécessaire d’appliquer des programmes d’analyse de la criticité nucléaire dans leurs installations respectives. Toutefois, en raison de la présence d’assemblages de combustible de surréactivité à la centrale de Bruce‑A et de l’essai d’irradiation avec du combustible à faible coefficient de réactivité dû au vide à la centrale de Bruce‑B pendant la période de 2006 et 2007, Bruce Power est tenu de suivre un programme d’analyse de la criticité. La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour Bruce Power en 2017 :

• CCSN, RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire

Analyse des accidents graves

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW.

OPG et Bruce Power ont pris part au projet Solution logicielle de simulation d’accident grave afin d’améliorer leurs méthodes d’analyse probabiliste des accidents graves aux centrales à tranches multiples. Les résultats ont été soumis à la CCSN en 2015 et, après examen en 2017, le personnel de la CCSN a formulé des recommandations sur des points à améliorer.

Des renseignements additionnels sur la recherche et le développement (R-D) à l’appui de certains aspects de l’analyse des accidents graves sont fournis ci-après dans le domaine particulier de la gestion des dossiers de sûreté.

Gestion des dossiers de sûreté

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à Gentilly‑2, à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW.

Dossiers de sûreté relatifs aux réacteurs CANDU

En 2007, le personnel de la CCSN avait relevé des questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU (QSC) à la suite d’initiatives lancées par l’AIEA afin de réévaluer la sûreté des centrales nucléaires en exploitation. Ces QSC ont été classées dans des catégories générales en fonction de la pertinence et de l’efficacité des mesures de contrôle mises en œuvre par les titulaires de permis, soit :

• CCSN, RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire
• Catégorie 2 : Question constituant une préoccupation en matière de sûreté au Canada, mais pour laquelle des mesures appropriées ont été prises afin de maintenir les marges de sûreté
• Catégorie 3 : Question constituant une préoccupation au Canada; cependant des mesures sont en place pour maintenir les marges de sûreté, mais le caractère adéquat de ces mesures doit être confirmé

Une séance d’information technique sur les questions de sûreté générique a été organisée à l’intention de la Commission en août 2016 (CMD 16-M34 ^{Référence 24}). La CCSN continue de suivre de près la gestion des QSC par les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation afin de veiller à une mise en œuvre rapide et efficace d’initiatives d’amélioration de la sûreté propre au site et de mesures d’atténuation des risques.

À la fin de 2017, il demeurait quatre QSC de catégorie 3 à résoudre, dont trois liées aux APRPGB :

• AA9 – Analyse du coefficient de réactivité cavitaire
• PF9 – Comportement du combustible lors de transitoires à haute température
• PF10 – Comportement du combustible lors de transitoires de pointe de puissance

L’industrie poursuit les travaux d’élaboration de la méthode de l’ACC décrite précédemment afin de tenter de résoudre les QSC relatives aux APRPGB. Bruce Power, grâce à un accord entre tous les acteurs de l’industrie, sera la première à procéder à une application réglementaire de la méthode de l’ACC. Bruce Power a demandé la reclassification des QSC relatives aux APRPGB dans une catégorie inférieure.

MISE À JOUR : En 2018, le personnel de la CCSN a conclu que des renseignements additionnels étaient requis pour justifier la reclassification des QSC AA9, PF9 et PF10 de Bruce Power (CMD 18-H4 ^{Référence 6}).

La quatrième QSC de catégorie 3, IH6, concerne l’évaluation systématique des conséquences d’une rupture d’une conduite à haute énergie à l’intérieur du confinement. Elle ne s’applique qu’aux centrales nucléaires de Pickering et de Point Lepreau.

Pour les tranches 5‑8 de la centrale de Pickering, OPG a demandé la reclassification de cette QSC dans la catégorie 2 à la suite des évaluations relatives à l’effet de fouet des tuyaux et aux impacts de jets de divers systèmes. Le personnel de la CCSN comptait terminer son examen de la demande d’ici l’automne 2018.

MISE À JOUR : La CCSN a modifié la catégorie de la QSC IH6, qui est passée de la catégorie 3 à la catégorie 2 pour les tranches 5‑8 de Pickering en juin 2018.

OPG a également entrepris une analyse de fuite avant rupture sur plusieurs de ses systèmes aux tranches 1, 4 de Pickering. Une fois qu’elle sera terminée, aux environs de l’été 2018, OPG comptait demander la reclassification de la QSC IH6 visant les tranches 1, 4 dans la catégorie 2. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de ce calendrier.

Énergie NB a demandé la reclassification de cette QSC dans la catégorie 2 à la suite des évaluations relatives à l’effet de fouet des tuyaux et aux impacts de jets de divers systèmes. Le personnel de la CCSN s’attend à terminer son examen de la demande d’ici l’automne 2018.

R-D à l’appui

En 2017, le personnel de la CCSN a poursuivi ses évaluations systématiques en vue de confirmer que l’industrie maintient ou dispose de solides capacités de R‑D afin de gérer les questions émergentes, d’accroître ses connaissances et de renforcer la confiance à l’égard des dispositions de sûreté dans les principaux domaines.

Le personnel de la CCSN a examiné les rapports annuels sur les travaux de R-D du Groupe des propriétaires de CANDU (COG) pour 2017 présentés par OPG, Bruce Power et Énergie NB. Ces rapports incluent :

• les rapports annuels donnant une vue d’ensemble du programme de R-D du COG et les plans opérationnels
• les plans stratégiques pluriannuels et les examens de maintien de la capacité aux intervalles auxquels ils sont produits

Le personnel de la CCSN a déterminé que les titulaires de permis respectaient les exigences relatives à la production de rapports du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. Toutefois, des domaines d’amélioration possible sur le plan de la production de rapports ont été relevés.

L’annexe D comprend des renseignements plus détaillés sur les projets précis en R-D réalisés par les titulaires de permis et la CCSN.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont entrepris un projet concerté du COG qui visait à répondre aux questions soulevées par des intervenants à l’égard d’accidents graves hypothétiques dans les centrales nucléaires en exploitation lors des audiences sur le renouvellement de permis en 2015. Des renseignements contextuels ont été fournis dans le Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada : 2016^{Référence 1}. Le personnel de la CCSN a examiné les résultats et présenté ses constats à la Commission en 2017 (CMD 17-M14 ^{Référence 7}). Il était d’accord avec les dispositions du projet et a conclu que les questions soulevées revêtaient une faible importance pour la sûreté, à l’instar de spécialistes externes embauchés par la CCSN et le COG. La Commission s’est dite satisfaite de l’approche méthodique, bien que le personnel de la CCSN ait cerné un nombre restreint de sujets jugés de faible importance pour la sûreté pour lesquels un fondement expérimental exhaustif ou un fondement technique documenté était requis. Ces principaux sujets étaient les suivants :

• production d’hydrogène/de deutérium et efficacité des RAP
• modélisation au moyen d’un logiciel MAAP-CANDU
• stratégie de confinement à l’intérieur de la cuve
• estimation du terme source d’hydrogène/de deutérium
• capacité de surveillance à long terme

Le personnel de la CCSN a demandé que les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation documentent les travaux de R-D du COG réalisés à ce jour, les travaux en cours et les travaux prévus spécifiquement pour gérer les sujets susmentionnés. Le rapport de synthèse qui en est découlé a été fourni par tous les titulaires de permis en décembre 2017. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN préparait un examen approfondi en vue de répondre officiellement aux titulaires de permis.

2.5 Conception matérielle

Le DSR Conception matérielle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des SSC à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations recueillies au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe.

Cotes de rendement pour la conception matérielle

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Conception matérielle englobe les domaines particuliers suivants :

• Gouvernance de la conception
• Caractérisation du site
• Conception de l’installation
• Conception des structures
• Conception des systèmes
• Conception des composants

En plus des exigences de conception exhaustives applicables aux centrales nucléaires en exploitation et aux IGD énoncées dans le présent rapport, le REGDOC‑2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : centrales nucléaires établit les exigences générales de la conception de nouvelles centrales nucléaires et l’orientation en ce qui a trait aux centrales nucléaires déjà en exploitation.

En 2017, chaque titulaire de permis a apporté diverses modifications qui n’ont eu aucune incidence sur sa capacité de fonctionner dans le cadre de son dossier de sûreté, qui ont accru son rendement global et qui ont renforcé la sûreté sur le plan de la conception et des activités.

Gouvernance de la conception

Les titulaires de permis adoptent des politiques, des processus et des procédures qui assurent une orientation et un soutien sur le plan de la conception matérielle. Pour gérer la conception, les titulaires de permis s’appuient sur des programmes qui encadrent les activités touchant l’ingénierie, les enveloppes sous pression, la qualification sismique, la qualification environnementale, les facteurs humains dans la conception, la robustesse et la protection‑incendie ainsi que les mécanismes de contrôle des modifications au sein de leurs systèmes de gestion.

Qualification sismique

La qualification sismique désigne la vérification, par des essais, des analyses ou d’autres méthodes, de l’aptitude d’un SSC à remplir la fonction pour laquelle il a été conçu pendant et après un séisme. La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N289.1, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E.

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont établi des qualifications sismiques qui respectent l’orientation ou les exigences réglementaires applicables.

Qualification environnementale

Un programme de qualification environnementale vise à s’assurer que tous les SSC requis sont en mesure d’accomplir leurs fonctions nominales de sûreté dans le contexte d’un environnement hostile hypothétique découlant d’accidents de dimensionnement. La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N290.13-F05, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU 

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité sont fournis à l’annexe E.

Bien que ces programmes soient bien étayés, le personnel de la CCSN surveille étroitement ce domaine afin de confirmer que les titulaires de permis de centrales nucléaires continuent de maintenir leur qualification environnementale dans le contexte de réacteurs vieillissants et de ressources limitées.

Conception des enveloppes sous pression

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N285.0-F12, Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD continuent de mettre en œuvre des programmes exhaustifs visant les enveloppes sous pression et de tenir à jour des ententes de service officielles avec une agence d’inspection autorisée à l’égard des enveloppes sous pression.

Facteurs humains dans la conception

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à la section 3 et à l’annexe E.

Conception de la robustesse

La conception et l’évaluation de la robustesse englobent la conception matérielle des centrales nucléaires et visent à assurer une robustesse suffisante pour résister aux menaces prévues. L’évaluation de la CCSN à l’égard de ce domaine particulier est fondée sur le rendement du titulaire de permis en matière de respect des engagements réglementaires d’atténuation des répercussions potentielles d’accidents de cette nature.

Protection-incendie : gouvernance

Les centrales nucléaires et les IGD disposent de programmes de protection-incendie en vue de réduire au minimum les risques pour la santé, la sûreté et l’environnement en cas d’incendie en s’assurant que chaque titulaire de permis est en mesure d’intervenir avec efficience et efficacité en cas de telle situation d’urgence. La CCSN exige que les dispositions relatives à la protection‑incendie s’appliquent à tous les travaux en lien avec la conception, la construction, l’exploitation et l’entretien des installations nucléaires, y compris les SSC qui soutiennent directement l’installation et la zone protégée.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires visant les centrales nucléaires en exploitation ou les IGD qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2007)
• Norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)
• Norme du Groupe CSA N393, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires (2013)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E.

Les normes du Groupe CSA exigent des titulaires de permis qu’ils présentent au personnel de la CCSN des examens réalisés par des tiers lorsque les modifications proposées sont susceptibles d’avoir une incidence sur la protection-incendie afin de confirmer que les critères de conformité pour ces modifications sont respectés. En 2017, le personnel de la CCSN a analysé les examens et a confirmé que les titulaires de permis respectaient les exigences applicables en matière de protection incendie pour les modifications.

Caractérisation du site

Aucun renseignement contextuel n’est nécessaire pour le présent domaine particulier.

Conception de l’installation

La conception de l’installation et de ses structures, qui est abordée ci-après, se rapporte à la fiabilité générale de la conception de l’installation et des structures, laquelle est régie par les programmes de conception du titulaire de permis ainsi qu’un certain nombre de codes et de normes.

Conception des structures

La publication suivante contient des exigences réglementaires visant les centrales nucléaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N291-F15, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires (2015)

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité sont fournis à l’annexe E.

Conception des systèmes

Les activités du personnel de la CCSN en 2017 visaient notamment à confirmer que les systèmes d’eau de service, d’alimentation électrique et de protection-incendie des titulaires de permis fonctionnaient tel que prévu.

Systèmes d’eau de service, y compris les systèmes d’approvisionnement en eau de service en cas d’urgence

Les systèmes d’eau de service des centrales nucléaires permettent l’approvisionnement en eau requis par un grand nombre de composants et de systèmes. Toutefois, sur le plan de la sûreté nucléaire, les plus importantes charges relatives à l’eau de service sont associées :

• à l’évacuation de la chaleur du cœur du réacteur (par exemple au moyen du refroidissement de l’échangeur de chaleur du modérateur et du bouclier d’extrémité)
• aux fonctions de refroidissement afin d’assurer le fonctionnement adéquat des SSC importants pour la sûreté (notamment les compresseurs d’air d’instrumentation et les unités de refroidissement de l’air dans la salle des générateurs de vapeur)

Systèmes d’alimentation électrique

Les systèmes d’alimentation électrique fournissent le soutien nécessaire à la sûreté d’une centrale nucléaire et jouent un rôle important dans le concept de défense en profondeur. Il est essentiel que les centrales disposent d’une alimentation électrique fiable afin de contrôler les écarts prévus par rapport à l’exploitation normale ainsi que pour alimenter, contrôler et surveiller les centrales pendant tous les types d’événements. Ces systèmes d’alimentation électrique se composent de systèmes sur le site et hors site qui sont utilisés de concert pour fournir l’électricité nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement, afin que la centrale nucléaire puisse être maintenue dans un état sûr.

Conception des composants

Conception du combustible

Les titulaires de permis des centrales nucléaires en exploitation disposent de programmes de conception et d’inspection du combustible bien étayés.

Depuis plusieurs années, les centrales nucléaires en exploitation éprouvent des difficultés liées au rendement du combustible (p. ex. défectuosités du combustible, fissurations des plaques d’extrémité et dépôts). Cependant, ces problèmes ont pu être gérés adéquatement au moyen des programmes de combustible et du personnel des titulaires de permis. Les limites réglementaires pour l’alimentation des grappes et des canaux de combustible ont été entièrement respectées durant cette période. En général, le rendement du combustible a été ramené au niveau des normes historiques, et les quelques problèmes restants font l’objet de stratégies d’atténuation et de plans de mesures correctives rigoureux. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la réussite des plans de mesures correctives et s’est dit satisfait de la gestion de ces problèmes par l’industrie. Des renseignements plus approfondis concernant les difficultés et le rendement de chaque titulaire de permis se trouvent à la section 3.

Câbles

Les câbles sont d’une importance cruciale dans l’exploitation sûre et fiable des centrales nucléaires, notamment en raison de leur utilisation généralisée pour relier les nombreux systèmes importants sur le plan de la sûreté. Les réacteurs nucléaires en exploitation au Canada prennent de l’âge et les câbles sont notamment touchés par le processus de vieillissement. La CCSN exige que les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation mettent en œuvre des programmes de surveillance de l’état des câbles ainsi qu’un programme de gestion du vieillissement des câbles afin d’évaluer la dégradation de leur enveloppe au fil du temps.

2.6 Aptitude fonctionnelle

Le DSR Aptitude fonctionnelle couvre les activités qui ont une incidence sur l’état physique des structures, des systèmes et des composants (SSC) afin d’assurer qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce DSR comprend les programmes qui assurent la disponibilité de tout l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsqu’il doit servir.

Cotes de rendement pour l’aptitude fonctionnelle

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants :

• Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement
• Entretien
• Intégrité structurale
• Gestion du vieillissement
• Contrôle chimique
• Inspection et essais périodiques

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW. La fiabilité des systèmes importants pour la sûreté constitue une considération importante pour les centrales nucléaires dans ce domaine particulier.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour l’exploitation des centrales nucléaires en 2017 :

• CCSN, RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité sont fournis à l’annexe E.

De multiples systèmes spéciaux de sûreté dans les réacteurs CANDU assurent une protection contre les défaillances des systèmes fonctionnels. Les systèmes spéciaux de sûreté doivent être disponibles et efficaces pour assurer la continuité de l’exploitation. Ces systèmes spéciaux de sûreté comprennent deux systèmes d’arrêt d’urgence indépendants l’un de l’autre. Le premier système utilise des barres de sécurité qui tombent dans le cœur du réacteur par gravité, avec une assistance initiale par ressort. Le deuxième système consiste à injecter une solution qui absorbe les neutrons dans le modérateur. Au moins un système d’arrêt d’urgence fonctionnera, au besoin, à la suite de toute défaillance des systèmes fonctionnels.

En plus des systèmes spéciaux de sûreté, la conception du réacteur CANDU comporte d’autres systèmes et caractéristiques liés à la sûreté qui exécutent uniquement des fonctions de sûreté. Si une indisponibilité est détectée, des mesures immédiates sont prises pour s’assurer que la sûreté est maintenue en tout temps.

Les programmes de fiabilité des titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation font le suivi du rendement des systèmes, notamment en surveillant les paramètres fonctionnels, les documents sur l’état de la centrale et les résultats des essais et des inspections. Au besoin, des enquêtes ou des activités d’entretien sont entamées.

Le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN exige que chaque titulaire de permis de centrales nucléaires en exploitation présente annuellement à la CCSN un rapport sur les résultats de son programme de fiabilité. Le personnel de la CCSN examine ces rapports pour confirmer la conformité aux exigences réglementaires.

Les rapports annuels sur la fiabilité comprennent des renseignements sur la fiabilité des systèmes spéciaux de sûreté. La disponibilité représente la proportion de temps durant laquelle on peut démontrer que le système respecte toutes les normes de rendement minimal admissible. Dans l’ensemble, les systèmes spéciaux de sûreté ont bien fonctionné en 2017 pour atteindre leurs objectifs d’indisponibilité (sauf les exceptions mentionnées à la section 3 du présent rapport). Malgré les systèmes auxiliaires en place, les titulaires de permis ont pris les mesures appropriées pour régler les incidents qui ont causé une indisponibilité et ont corrigé les situations.

De plus, les programmes de fiabilité des titulaires de permis exigent que la disponibilité des systèmes importants pour la sûreté soit confirmée par des activités de surveillance comme les essais et les inspections. Les titulaires de permis font le suivi des essais manqués et en font rapport à la CCSN, conformément au REGDOC-3.1.1. Ces chiffres mesurent la capacité d’un titulaire de permis à effectuer avec succès des essais réguliers sur les systèmes liés à la sûreté et à calculer la disponibilité prévue des systèmes. Les données pour les centrales nucléaires et l’ensemble de l’industrie sont présentées au tableau 10 et à la figure 4.

Le nombre total d’essais omis sur le système de sûreté demeure très faible en 2017. En tout, 47 657 essais ont été réalisés, et le pourcentage d’essais omis était de 0,01 %. L’impact d’un essai omis est négligeable, car les systèmes de sûreté visés par les essais disposent d’un niveau de redondance suffisamment élevé pour assurer leur disponibilité continue.

Tableau 10 : Rendement des essais sur les systèmes de sûreté en 2017

Centrale nucléaire	Nombre d’essais annuels prévus	Nombre d’essais omis sur les systèmes de sûreté				Essais omis (%)
		Systèmes spéciaux de sûreté	Systèmes de sûreté en attente	Systèmes fonctionnels liés à la sûreté	Total
Darlington	10 093	0	1	0	1	0,01
Pickering	13 608	0	0	0	0	0,00
Point Lepreau	4 202	0	1	0	1	0,02
Bruce-A	10 454	0	3	0	3	0,03
Bruce-B	9 300	0	0	0	0	0,00
Total de l’industrie	47 657	0	5	0	5	0,01

Figure 4 - Version textuelle

Nombre d'essais omis

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A	Bruce B	Total de l'industrie	Total % de l'industrie
2013	3	5	2	14	4	10	0.04%
2014	0	0	8	8	1	8	0.03%
2015	0	0	7	0	3	7	0.02%
2016	0	2	1	2	0	3	0.01%
2017	1	0	1	3	0	2	0.01%

Entretien

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD/GD-210, Programmes d’entretien pour les centrales nucléaires

De plus amples renseignements sur son applicabilité sont fournis à l’annexe E. Le REGDOC‑2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires a remplacé le document RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires en août 2017. Les exigences et les lignes directrices demeurent inchangées. Le REGDOC-2.6.2 remplacera le document RD/GD-210 en tant qu’exigence applicable lors du prochain renouvellement du permis de chaque centrale nucléaire ou dans le cadre du processus régulier de révision des MCP.

Le personnel de la CCSN surveille systématiquement plusieurs indicateurs de rendement en matière de sûreté, y compris ceux qui doivent faire l’objet d’un rapport conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, c.-à-d. le coefficient d’exécution de l’entretien préventif (CEEP), les retards en matière d’entretien et le nombre de reports de l’entretien préventif.

Ces indicateurs ne font pas l’objet de limites prédéterminées; le personnel de la CCSN suit les tendances et compare les valeurs de ces indicateurs dans les différentes centrales nucléaires avec la moyenne de l’industrie afin de déterminer si un examen réglementaire plus serré est justifié. D’après les valeurs et les tendances, la CCSN pourrait, par exemple, mettre davantage l’accent sur l’entretien au cours des inspections régulières sur place ou ajuster la fréquence des inspections de base du programme de conformité selon la planification ou le calendrier de l’entretien, ou encore procéder à une inspection réactive afin de vérifier les causes et déterminer l’importance des valeurs observées pour la sûreté.

Le CEEP quantifie l’efficacité du programme d’entretien préventif afin de réduire au minimum le besoin de recourir à des activités d’entretien correctif. La valeur moyenne du CEEP pour les centrales nucléaires était de 88 % en 2017. Le personnel de la CCSN est satisfait de cette valeur.

Les retards dans l’entretien correctif, les retards dans l’entretien déficient et les reports de travaux d’entretien préventif constituent des indicateurs de rendement qui permettent d’établir l’efficacité du programme d’entretien dans les centrales nucléaires. Un certain retard est toujours à prévoir en raison des processus de gestion des travaux normaux et du vieillissement de l’équipement. Bien que les retards dans l’entretien ne soient habituellement pas importants sur le plan de la sûreté, ils peuvent se révéler un indicateur utile de l’efficacité de l’ensemble des activités d’entretien et de l’exploitation de la centrale nucléaire. Un entretien correctif est nécessaire lorsqu’un SSC fait l’objet d’une défaillance et ne peut plus assurer les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Comme l’indique le REGDOC‑3.1.1, les retards cumulés dans l’entretien correctif comprennent tous les travaux d’entretien correctif qui font l’objet d’une demande de travail et qui sont inscrits comme travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux.

Un entretien déficient est prévu lorsque des SSC se dégradent, mais qu’ils peuvent encore remplir les fonctions pour lesquelles ils ont été conçus. Les retards cumulés dans l’entretien déficient comprennent tous les travaux d’entretien déficient qui font l’objet d’une demande de travail et figurent comme travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux.

Les retards dans l’entretien correctif et les retards dans l’entretien déficient déclarés dans le présent rapport de surveillance réglementaire portent uniquement sur les composants essentiels, c.-à-d. ceux qui ont une importance pour la sûreté.

Un entretien préventif reporté dans une centrale nucléaire signifie que la date limite pour ce travail d’entretien a été repoussée, après approbation de la justification technique du report.

Les retards d’entretien dans l’industrie sont présentés au tableau 11.

Tableau 11 : Tendances des retards dans l’entretien et des reports de travaux d’entretien des composants essentiels des centrales nucléaires

Indicateur de rendement	Nombre moyen de demandes de travail par trimestre et par tranche en 2015	Nombre moyen de demandes de travail par trimestre et par tranche en 2016	Nombre moyen de demandes de travail par trimestre et par tranche en 2017	Tendance sur trois ans
Retards cumulés dans l’entretien correctif	11	8	4	À la baisse
Retards cumulés dans l’entretien déficient	117	111	94	À la baisse
Reports de travaux d’entretien préventif	49	38	30	À la baisse

Le nombre moyen dans l’industrie pour ces trois indicateurs de rendement a continué de baisser en 2017. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés en 2017. Les niveaux actuels de retards dans l’entretien des centrales nucléaires représentent un risque négligeable pour leur exploitation sûre.

Intégrité structurale

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2005)
• Norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2009)
• Norme du Groupe CSA N287.7-F08 : Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU
• Norme du Groupe CSA N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU
• Norme du Groupe CSA N285.8, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (2005)
• Norme du Groupe CSA N285.8, Exigences techniques relatives à l’évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU (2010)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont présentés à l’annexe E.

Les titulaires de permis disposent de processus pour surveiller et évaluer l’intégrité structurale, comme l’inspection des composants sous pression et du confinement pour les centrales nucléaires, et l’inspection et l’essai des contenants de stockage à sec (CSS) et des structures de stockage dans les IGD. Une fois que les CSS sont chargés de combustible usé, ils doivent subir plusieurs inspections et essais pour confirmer leur intégrité avant d’être mis en stockage. Ces processus s’appuient sur les résultats des activités de gestion du vieillissement, qui sont décrites à la section suivante.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires surveillent et évaluent également les systèmes de la partie classique de la centrale nucléaire qui sont importants pour la sûreté. Les systèmes sous pression de la partie classique d’une centrale nucléaire comprennent les systèmes et les composants qui constituent une centrale nucléaire complète, à l’exclusion des systèmes qui sont assujettis à une inspection conformément à la norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, et sont habituellement considérés comme des systèmes non nucléaires.

En 2017, les examens de vérification de la conformité effectués par la CCSN dans le domaine particulier de l’intégrité structurale comprennent des examens de la documentation relative aux rapports fournis par le titulaire de permis (p. ex. rapports d’exploitation trimestriels, rapports sur les enveloppes sous pression et rapports d’événements exigés aux termes du REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, ainsi que les rapports d’inspection et les rapports annuels sur la gestion du vieillissement des CSS).

Le personnel de la CCSN a déterminé que tous les titulaires de permis ont continué d’inspecter et de démontrer l’intégrité structurale des structures et composants passifs des centrales nucléaires, y compris ceux des enveloppes sous pression, des systèmes de confinement et des systèmes de la partie classique d’une centrale nucléaire importants pour la sûreté, conformément aux programmes d’inspection périodique et aux normes applicables des centrales. Aucun problème important n’a été signalé à la CCSN.

Gestion du vieillissement

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont mis en œuvre des processus et des programmes afin de tenir compte des facteurs liés au vieillissement qui pourraient influer sur l’état des SSC importants pour la sûreté. Les titulaires de permis gèrent la dégradation connue et plausible des SSC liée au vieillissement afin de prévenir l’érosion des marges de conception et de sûreté.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires
• CCSN, REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

La CCSN exige des titulaires de permis de centrales nucléaires qu’ils disposent de programmes de gestion du vieillissement propres aux composants (les titulaires de permis les appellent habituellement « plans de gestion du cycle de vie » [PGCV]) pour les composants majeurs du circuit caloporteur primaire de leurs réacteurs (c.-à-d. les tuyaux d’alimentation, les tubes de force et les générateurs de vapeur) ainsi que pour les structures internes des centrales, les structures de confinement en béton et les ouvrages liés à la sûreté de la partie classique des centrales nucléaires.

Les PGCV comprennent des exigences structurées et prospectives en matière d’inspection et d’entretien afin de surveiller et d’analyser les effets du vieillissement et toute mesure préventive nécessaire pour réduire au minimum et contrôler la dégradation attribuable au vieillissement.

La CCSN exige également que les IGD disposent de plans de gestion du vieillissement pour les CSS afin de tenir compte des mécanismes plausibles de vieillissement. OPG a également mis en place des programmes d’inspection aux IGD afin d’appuyer la gestion du vieillissement des ouvrages.

Les activités de surveillance de la conformité menées par le personnel de la CCSN comprenaient des examens de la documentation relative aux rapports soumis par les titulaires de permis concernant les programmes de gestion intégrée du vieillissement et les PGCV propres aux différents composants et structures. Les activités comprenaient également des inspections sur place pour évaluer la mise en œuvre de ces programmes par les titulaires de permis.

Les titulaires de permis mettent à jour leur PGCV afin d’incorporer l’expérience d’exploitation et les résultats de la recherche, puis les présentent à la CCSN aux fins d’examen de la conformité aux exigences du REGDOC-2.6.3.

Les programmes de gestion du vieillissement des tubes de force sont importants pour l’exploitation sûre et continue des centrales nucléaires, car les conditions d’exploitation des canaux de combustible CANDU ont des effets importants sur les propriétés des matériaux. Les activités de gestion du vieillissement des tubes de force comprennent des inspections visant à vérifier l’état des tubes et à surveiller les modifications des propriétés des matériaux (voir la section sur l’intégrité structurale ci-dessus).

Les titulaires de permis démontrent leur capacité d’exploiter les tubes de force en toute sûreté par des évaluations de l’état actuel et prévu des tubes de force, qui sont fondées sur une compréhension des mécanismes de dégradation pertinents. Les activités de recherche ainsi que les programmes d’inspection et d’entretien fournissent des données permettant de valider périodiquement les paramètres d’entrée pour ces évaluations. Un paramètre important est la ténacité, qui est modélisée et utilisée pour l’évaluation des fuites avant rupture des tubes de force (une évaluation clé pour démontrer l’exploitation sûre et continue des canaux de combustible vieillissants). Pour des températures inférieures à 250 °C, la concentration d’hydrogène équivalent (Heq) dans les tubes de force constitue un élément critique du modèle de ténacité. Le modèle analytique de ténacité actuellement accepté par la CCSN pour cette plage de températures n’est valide que jusqu’à une concentration de Heq de 120 ppm. De plus amples renseignements sur l’état actuel et prévu des canaux de combustible et la validité du modèle de ténacité des centrales nucléaires de l’Ontario^{Footnote 2} sont présentés à l’annexe H.

En 2017, le personnel de la CCSN a surveillé activement les progrès des activités de recherche de l’industrie pour s’assurer que les titulaires de permis comprennent suffisamment les problèmes de dégradation pour exploiter les tubes de force en toute sûreté, en particulier ceux dont l’exploitation est prolongée. Plus précisément, le personnel de la CCSN a surveillé le projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible, qui comprenait les activités suivantes en 2017 :

• recherche axée sur la ténacité des zones proches de l’entrée des tubes de force
• début de l’élaboration d’une version révisée du modèle de ténacité, y compris la collecte de données d’essai d’éclatement à l’appui
• poursuite de l’élaboration de méthodes d’évaluation :
  • une approche probabiliste pour démontrer la protection contre les fractures (c.‑à‑d. la capacité de respecter l’intention de conception d’un tube de force lorsqu’une fissure non détectée est postulée)
  • une approche déterministe pour évaluer les risques posés par une surcharge localisée d’hydrures (c.-à-d. lorsque la zone d’hydrures est exposée à une contrainte supérieure à ce qui était en place au moment de la formation initiale, ce qui pourrait entraîner la fissuration)

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN estimait que les PGCV pour les tubes de force constituaient un fondement solide pour les activités de gestion du vieillissement des titulaires de permis. Le personnel de la CCSN a également examiné les résultats des inspections des canaux de combustible qui ont eu lieu régulièrement pendant les arrêts d’inspection prévus en 2017. Il a confirmé qu’aucun nouveau mécanisme de dégradation des défauts n’a été constaté et que les titulaires de permis ont évalué de façon appropriée tous les problèmes devant être corrigés, conformément aux normes du Groupe CSA. Le personnel de la CCSN a conclu que l’aptitude fonctionnelle des tubes de force inspectés a été démontrée de manière efficace.

Outre le vieillissement des tubes de force, les programmes de gestion du cycle de vie portent sur le vieillissement et le comportement des bagues d’espacement des canaux de combustible, qui maintiennent l’écart entre chaque tube de force et son tube de calandre correspondant. S’il devait y avoir un contact entre le tube de force et le tube de calandre, qui est plus froid, il pourrait s’ensuivre la dégradation du tube de force. Les titulaires de permis évaluent la possibilité de déplacement des bagues d’espacement le long des canaux de combustible (ce qui pourrait accroître la probabilité d’un contact entre le tube de force et le tube de calandre) au fil du temps, et ils en corrigent le positionnement au besoin. En 2017, le projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible s’est également poursuivi par des travaux de R-D sur la dégradation des bagues d’espacement des canaux de combustible et par l’élaboration d’un ensemble de lignes directrices sur l’aptitude fonctionnelle. Le personnel de la CCSN est satisfait du travail accompli par les titulaires de permis visant à s’assurer que les bagues d’espacement des canaux de combustible continuent de remplir leur fonction de conception. Un examen des renseignements disponibles confirme que les bagues d’espacement se comportent d’une manière prévisible.

Contrôle chimique

Les programmes des titulaires de permis établissent les processus, répondent aux exigences générales et définissent les responsabilités du personnel pour ce qui est d’assurer un contrôle chimique efficace. Dans les centrales nucléaires, le contrôle chimique couvre les conditions d’exploitation et d’arrêt, le contrôle des méthodes de laboratoire, l’échantillonnage et les analyses, les produits chimiques de procédé, la surveillance du rendement du contrôle chimique et les rapports. Ces programmes permettent de maintenir la chimie des systèmes aux conditions nécessaires afin de limiter le plus possible la corrosion et la diminution du rendement, pour tous les états de la centrale nucléaire, ce qui contribue à une exploitation sûre et fiable de la centrale. Un contrôle chimique approprié maximise la durée de vie et la fiabilité de l’équipement ainsi que son rendement à long terme. Les spécifications chimiques indiquent les paramètres à contrôler à l’intérieur de limites précises.

La CCSN exige que les titulaires de permis d’exploitation de centrales nucléaires fassent rapport sur le rendement en matière de sûreté de leurs programmes de chimie au moyen de l’indice chimique et de l’indice de conformité chimique, conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. L’indice chimique représente la période moyenne, exprimée en pourcentage, pendant laquelle les paramètres chimiques choisis sont conformes aux spécifications. Il quantifie le contrôle à long terme des paramètres chimiques importants en conformité avec les exigences du titulaire de permis. L’indice de conformité chimique est le pourcentage moyen de temps pendant lequel des paramètres chimiques importants choisis sont conformes aux spécifications des titulaires de permis en ce qui a trait aux conditions d’état d’arrêt garanti et non garanti. Les valeurs d’indice près de 100 indiquent que les paramètres mesurés respectent les spécifications la plupart du temps.

Les figures 5 et 6 montrent les valeurs de l’indice chimique et de l’indice de conformité chimique pour les centrales nucléaires en exploitation de 2013 à 2017. D’après ces valeurs, le personnel de la CCSN a déterminé que le contrôle chimique était acceptable pour tous les titulaires de permis. La tendance à la baisse et les résultats relativement faibles de l’indice de conformité chimique pour Bruce‑A et Bruce‑B (figure 6) sont attribuables à une tendance à la baisse de la pureté isotopique du modérateur (D₂O) pour toutes les tranches. Cependant, il n’y a pas eu d’impact sur l’exploitation sûre de Bruce‑A et de Bruce‑B, et les fonctions des systèmes de sûreté n’ont pas été altérées. Depuis, Bruce Power a pris des mesures correctives à l’égard de l’utilisation de ses unités de valorisation de D₂O et de son programme de détritiation.

Figure 5 - Version textuelle

Indice chimique

	2013	2014	2015	2016	2017
DNGS	99.50	99.61	99.48	99.37	98.60
PNGS 1,4	98.48	98.74	98.33	98.16	97.78
PNGS 5-8	98.06	98.88	99.40	99.54	99.59
Pt.Lepreau	93.78	96.06	96.29	97.60	97.88
Bruce-A	94.46	94.53	95.58	93.95	99.30
Bruce-B	97.14	96.97	97.20	97.56	99.18

Figure 6 - Version textuelle

Indice chimique de conformité

	2013	2014	2015	2016	2017
DNGS	99.69	99.74	99.99	99.97	100.00
PNGS 1,4	99.86	100.00	99.81	99.96	99.59
PNGS 5-8	99.99	99.75	99.97	99.99	99.63
Pt.Lepreau	98.17	95.78	98.75	99.38	98.72
Bruce-A	94.77	93.16	92.55	92.87	93.33
Bruce-B	94.00	98.64	97.81	96.55	94.33

Inspection et essais périodiques

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation, mais ne s’applique pas à l’IGDD, à l’IGDP, à IGDW ou à Gentilly-2.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2005)
• Norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU (2009)
• Norme du Groupe CSA N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU
• Norme du Groupe CSA N287.7-F08, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation disposent de programmes d’inspection et d’essai pour assurer une surveillance continue de l’aptitude fonctionnelle et de l’intégrité structurale des SSC importants pour la sûreté. Après chaque campagne d’inspection, les résultats des inspections et des essais sont présentés au personnel de la CCSN, qui vérifie la mise en œuvre efficace par les titulaires de permis des programmes d’inspections et d’essais.

2.7 Radioprotection

Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit permettre de faire en sorte que la contamination et les doses de rayonnement reçues soient surveillées et contrôlées au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA).

Les données sur les doses exposées dans le présent rapport sont fondées sur des registres de radiométrie pour chaque individu contrôlé dans une centrale nucléaire ou une IGD au Canada. Le présent rapport sur les centrales nucléaires contient et analyse les données de ces registres dosimétriques pour la dose collective annuelle^{Footnote 3}, la dose efficace moyenne^{Footnote 4}, la dose efficace maximale individuelle et la distribution des doses parmi les individus contrôlés.

Les figures 7, 8 et 9 présentent les doses efficaces (moyennes et maximales) et la répartition des doses parmi les individus contrôlés, d’après les registres de dosimétrie fournis à la CCSN par les centrales nucléaires et les IGD. La dose estimée au public, attribuable aux centrales nucléaires et IGD au Canada, pour la période de 2013 à 2017, est présentée à la figure 10.

Cotes de rendement pour la radioprotection

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	ES	ES	SA	SA

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants :

• Application du principe ALARA
• Contrôle des doses des travailleurs
• Rendement du programme de radioprotection
• Contrôle des dangers radiologiques
• Dose estimée au public

Application du principe ALARA

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre des mesures de radioprotection pour maintenir les doses aux personnes au niveau ALARA, en tenant compte des facteurs sociaux et économiques, comme l’exige le Règlement sur la radioprotection.

En 2017, la dose collective totale reçue par les personnes contrôlées dans toutes les centrales nucléaires et les IGD au Canada était de 23,33 personnes-sieverts (p-Sv), soit environ 23 % de plus que la dose collective à l’échelle de l’industrie déclarée l’année précédente (18,94 p-Sv). Le nombre de personnes ayant reçu une dose en 2017 (9 273) était également considérablement plus élevé qu’en 2016 (7 697). L’augmentation de la dose collective totale était principalement attribuable aux activités de remise à neuf à la centrale de Darlington.

La majorité de la dose collective pour les centrales nucléaires et les IGD a mis en cause les centrales nucléaires en exploitation. Les doses collectives pour chaque centrale sont indiquées au tableau 12, qui illustre que les arrêts représentent une fraction beaucoup plus importante de la dose collective que les opérations courantes, et que la dose externe est, collectivement, beaucoup plus importante que la dose interne.

Tableau 12 : Répartition de la dose collective entre les centrales nucléaires en exploitation en 2017 (personne-mSv)

Centrale nucléaire	Opérations courantes	Arrêts	Dose interne	Dose externe	Total
Pickering	719	3 309	782	3 246	4 028
Darlington	429	12 068	542	11 955	12 497
Point Lepreau	204	361	89	475	564
Bruce-A	389	884	132	1 141	1 273
Bruce-B	504	4 509	220	4 792	5 012

La dose efficace annuelle moyenne en 2017 pour l’ensemble des centrales nucléaires et des IGD en exploitation au Canada était de 2,52 millisieverts (mSv), soit une augmentation d’environ 3 % par rapport à la valeur de 2,46 mSv en 2016.

La figure 7 montre les doses efficaces moyennes reçues par les personnes contrôlées à chaque centrale nucléaire et IGD pour la période de 2013 à 2017. Cette figure montre que, en 2017, la dose efficace moyenne à chaque installation variait de 0,30 à 3,24 mSv par année. En général, les écarts entre les doses moyennes d’une année à l’autre s’expliquent par le type et l’ampleur des travaux réalisés à chacune des installations. Aucune tendance négative n’a été observée en 2017.

Figure 7 - Version Textuelle

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A&B	Gentilly-2	WWMF	DWMF	PWMF
2013	2.25	1.79	0.54	2.95	0.25	0.40	0.50	0.40
2014	1.35	2.21	0.70	3.68	0.52	0.20	0.50	0.40
2015	1.18	2.31	0.70	2.78	0.11	0.30	0.50	0.40
2016	1.42	2.00	1.20	3.51	0.01	0.30	0.50	0.40
2017	3.24	1.75	0.80	2.56	0.37	0.30	0.50	0.40

Note: Seuls les résultats au-dessus du seuil de mesure servent à calculer.

Contrôle des doses des travailleurs

Le Règlement sur la radioprotection exige que tous les titulaires de permis mettent en œuvre un programme de radioprotection pour contrôler les doses reçues par les personnes dans le cadre de leurs fonctions.

En plus de maintenir les doses aux personnes en deçà des limites réglementaires, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont établi des seuils d’intervention^{Footnote 5} pour l’exposition des travailleurs. En 2017, aucun travailleur d’une centrale nucléaire ou d’une IGD n’a reçu une dose de rayonnement supérieure aux seuils d’intervention ou aux limites de doses réglementaires des titulaires de permis.

Le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN exige que les titulaires de permis de centrales nucléaires déclarent les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés au contrôle des doses aux travailleurs. Ces indicateurs comprennent le suivi des occurrences liées à des doses reçues à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le personnel de la CCSN surveille les mesures prises par les titulaires de permis à l’égard des travailleurs affectés.

La figure 8 présente les doses efficaces maximales annuelles aux travailleurs déclarées à chacune des centrales nucléaires et IGD de 2013 à 2017. En 2017, la dose efficace individuelle maximale reçue à un même endroit était de 18,94 mSv, soit une dose reçue par un travailleur à la centrale nucléaire de Darlington. En 2017, personne n’a reçu dans toute centrale nucléaire ou IGD de rayonnement qui dépassait la limite de dose réglementaire de 50 mSv/an pour les travailleurs du secteur nucléaire, comme le prescrit le Règlement sur la radioprotection.

Figure 8 - Version textuelle

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A&B	Gentilly-2	WWMF	DWMF	PWMF
2013	14.15	14.50	6.59	13.63	2.26	1.20	1.60	1.30
2014	11.13	14.50	10.20	20.17	7.85	1.70	1.70	1.20
2015	9.78	15.38	6.60	15.40	1.46	0.90	1.70	0.90
2016	9.13	18.04	14.01	23.05	0.85	1.10	0.70	1.10
2017	18.94	14.58	11.40	13.05	1.16	0.60	0.80	0.90

La figure 9 montre la répartition des doses efficaces annuelles reçues par toutes les personnes contrôlées à toutes les centrales nucléaires canadiennes de 2013 à 2017. Toutes les doses déclarées étaient inférieures à la limite de dose réglementaire annuelle de 50 mSv. En fait, environ 70 % des doses déclarées étaient égales ou inférieures à la limite de dose réglementaire annuelle beaucoup plus faible de 1 mSv pour les membres du grand public.

Figure 9 - Version textuelle

	Number of Workers Monitored	< 0.01 mSv (Reportable Level)	0.01 - 1 mSv	1-5 mSv	5-10 mSv	10-15 mSv	15-20 mSv	20-50 mSv	> 50 mSv Limite de dose réglementaire annuelle pour un TSN (50 mSv par année)
2013	24,440	17,014	3,441	2,971	914	100	0	0	0
2014	25,478	17,967	3,497	2,695	1,085	108	24	2	0
2015	27,229	19,729	3,725	2,788	906	78	3	0	0
2016	29,055	21,358	3,661	2,783	1,126	99	19	9	0
2017	32,060	22,538	4,333	3,569	1,217	284	119	0	0

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN est satisfait du contrôle qu’exercent les titulaires de permis à l’égard des doses aux travailleurs en 2017.

Rendement du programme de radioprotection

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre, de façon efficace, leurs programmes de radioprotection et cherchent à améliorer le rendement des programmes par l’évaluation et l’analyse comparative. Les titulaires de permis actualisent les documents de programme et les procédures connexes, en tenant compte de l’expérience d’exploitation et des pratiques exemplaires de l’industrie. Les programmes des titulaires de permis comprennent des indicateurs de rendement en matière de sûreté afin de surveiller le rendement des programmes.

Contrôle des dangers radiologiques

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre dans leurs programmes de radioprotection des mesures pour surveiller, réduire au minimum et contrôler les dangers radiologiques et la propagation de la contamination radioactive dans leurs installations. Ces mesures comprennent, sans s’y restreindre, le recours à des systèmes de zonage radiologique et à des systèmes de ventilation contrôlant la direction de la circulation de l’air, la surveillance de l’air ambiant ainsi que de l’équipement de surveillance du rayonnement à la limite des zones. Les titulaires de permis établissent également des seuils d’intervention pour le contrôle de la contamination.

Les programmes de surveillance en milieu de travail protègent les travailleurs et veillent à ce que la contamination radioactive soit contrôlée à l’intérieur des limites du site. En 2017, aucun seuil d’intervention pour le contrôle de la contamination n’a été dépassé, et aucun problème de rendement sur le plan de la sûreté n’a été décelé à une centrale nucléaire ou à une IGD.

Dose estimée au public

La figure 10 indique la dose estimée au public provenant des rejets atmosphériques et des rejets liquides pour la période de 2013 à 2017. Il convient de noter que les données pour les centrales nucléaires de Bruce, de Darlington et de Pickering comprennent celles de l’IGDW, de l’IGDD et de l’IGDP, respectivement. La figure 10 montre que les doses au public étaient bien inférieures à la limite de dose réglementaire annuelle de 1 mSv pour les membres du grand public.

Une comparaison des données de 2017 avec celles des années précédentes indique que les valeurs sont demeurées dans la même fourchette générale que les valeurs de 2013 à 2016.

Les valeurs pour Gentilly-2 en 2017 étaient supérieures à celles des années précédentes pour Gentilly-2 et les autres centrales nucléaires, mais elles demeuraient très faibles et bien en deçà des limites réglementaires. Voir la section 3.6.7 pour de plus amples renseignements.

Figure 10 - Version textuelle

	Site de Darlington	Site de Pickering	Site de Pointe Lepreau	Site de Bruce	Gentilly-2
2013	0.0006	0.0011	0.0004	0.0013	0.0050
2014	0.0006	0.0012	0.0003	0.0020	0.0040
2015	0.0005	0.0012	0.0006	0.0029	0.0010
2016	0.0006	0.0015	0.0009	0.0016	0.0010
2017	0.0007	0.0018	0.0007	0.0021	0.0070

2.8 Santé et sécurité classiques

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité au travail et à protéger le personnel et l’équipement.

Les exigences réglementaires en matière de santé et sécurité classiques figurent dans les dispositions pertinentes des lois provinciales ou fédérales (Loi sur la santé et la sécurité au travail [Ontario], Loi sur les relations de travail [Ontario], Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail [Nouveau-Brunswick], Loi sur la santé et la sécurité au travail [Québec] et Code canadien du travail, Partie II : Santé et sécurité au travail). La CCSN a conclu des protocoles d’entente avec l’Ontario et le Nouveau-Brunswick afin de faciliter la coopération en matière de réglementation de la santé et sécurité classiques sur les sites nucléaires. Un protocole d’entente similaire avec le Québec n’est pas jugé nécessaire. La norme du Groupe CSA N286‑F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, contient également des exigences réglementaires directement applicables à la santé et à la sécurité classiques.

Cotes de rendement pour la santé et la sécurité classiques

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
ES	ES	ES	ES	ES	ES	SA	ES	SA

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe les domaines particuliers suivants :

• Rendement
• Pratiques
• Sensibilisation

Rendement

Une mesure clé du rendement est le nombre annuel d’incidents entraînant une perte de temps (IEPT). Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche le travailleur de retourner au travail pendant une certaine période de temps. Le nombre d’IEPT devant être déclaré par les IGD était nul en 2017 (tout comme en 2016).

Les titulaires de permis de centrales nucléaires sont tenus de déclarer d’autres indicateurs de rendement en matière de santé et de sécurité classiques conformément au REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires. Ces indicateurs de rendement en matière de sûreté sont fondés sur des moyennes de 200 000 heures-personnes travaillées (environ 100 années-personnes). Ils ne constituent pas des indicateurs appropriés pour Gentilly-2, qui compte beaucoup moins d’heures que les centrales nucléaires en exploitation. Les données pour Gentilly-2 ont été exclues des graphiques suivants. Hydro-Québec a déclaré un IEPT en 2017, lequel est décrit à la section 3.6.8; elle n’en avait déclaré aucun en 2016.

Pour les centrales nucléaires en exploitation, le « taux de gravité des accidents » (TGA), la « fréquence des accidents » (FA) et le « taux d’accidents de travail » (ISAR, de l’anglais industrial safety accident rate) constituent des indicateurs de rendement qui fournissent des mesures supplémentaires de l’efficacité des programmes de santé et sécurité classiques en ce qui concerne la sûreté des travailleurs. Le TGA mesure le nombre total de jours de travail perdus en raison de blessure professionnelle pour chaque tranche de 200 000 heures-personnes. Cet indicateur reflète le rendement des titulaires de permis en ce qui a trait au respect des normes de l’industrie nucléaire en matière de santé et de sécurité des travailleurs. La FA est une mesure du nombre de décès et de blessures (perte de temps et traitement médical) attribuables à des accidents pour chaque tranche de 200 000 heures-personnes travaillées aux centrales nucléaires. Enfin, le paramètre ISAR est une mesure du nombre d’incidents entraînant une perte de temps pour chaque tranche de 200 000 heures travaillées dans les centrales nucléaires.

Les valeurs des paramètres TGA, FA et ISAR pour les centrales nucléaires en exploitation et la moyenne de l’industrie sont présentées aux figures 11, 12 et 13, respectivement. Le personnel de la CCSN a observé que les données des figures 11, 12 et 13 indiquent que les taux d’accidents et de pertes de temps attribuables à des accidents restent faibles.

Le personnel a constaté qu’il n’y a eu aucun accident mortel lié au travail aux centrales nucléaires et aux IGD au Canada en 2017.

La figure 14 indique que le taux de fréquence des accidents aux centrales nucléaires canadiennes est demeuré très faible comparativement à celui d’industries semblables.

Figure 11 - Version textuelle

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A & B	Toutes les centrales
2013	0.2	0.0	12.0	0.0	1.4
2014	4.4	1.0	0.0	0.1	1.2
2015	1.4	0.5	0.0	0.0	0.5
2016	0.7	0.5	0.0	2.6	1.3
2017	2.2	2.8	0.0	3.5	2.1

Figure 12 - Version textuelle

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A & B	Toutes les centrales
2013	0.30	0.29	0.35	0.51	0.40
2014	0.24	0.27	0.00	0.17	0.22
2015	0.28	0.43	0.24	0.28	0.33
2016	0.22	0.66	0.11	0.46	0.43
2017	0.28	0.10	0.33	0.46	0.31

Figure 13 - Version textuelle

	DNGS	PNGS	Point Lepreau	Bruce A & B	Toutes les centrales
2013	0.08	0.00	0.25	0.00	0.10
2014	0.05	0.10	0.00	0.05	0.05
2015	0.09	0.04	0.00	0.00	0.05
2016	0.04	0.03	0.03	0.02	0.03
2017	0.04	0.07	0.00	0.05	0.04

Figure 14 - Version textuelle

Site	Accident Frequency
	2013	2014	2015	2016	2017
Ontario Worplace Safety and Insurance Board (ON lieux du travail)	3.48	3.41	3.21	3.25	3.31
WorkSafe NB (NB lieux du travail)	2.93	2.89	2.72	3.06
WorkSafe BC (BC lieux du travail)	2.30	2.28	2.23	2.21	2.18
Canadian Electricity Association (CEA)	1.73	1.59	1.66	1.64
CCSN	0.72	0.48	0.35	0.70	0.86
Industrie canadienne de l'énergie nucléaire	0.40	0.22	0.33	0.43	0.30

Pratiques

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD établissent des pratiques dans le cadre de leurs politiques et programmes de santé et de sécurité classiques pour protéger les travailleurs contre les dangers physiques, chimiques et autres qui peuvent survenir dans leurs installations. Ils fournissent à la CCSN tout rapport présenté à d’autres organismes de réglementation (comme l’organisme provincial de réglementation en matière de santé et de sécurité au travail).

En plus d’être exposés à des dangers radiologiques, les travailleurs des centrales nucléaires et des IGD pourraient être exposés à d’autres matières dangereuses et à des dangers liés au travail industriel. Les matières dangereuses peuvent comprendre des gaz comprimés, comme les gaz utilisés pour les travaux de soudage, pour l’extinction des incendies ou pour les appareils de surveillance des rejets. Les autres matériaux comprennent les lubrifiants, les adhésifs, les abrasifs, les solvants, les peintures, les carburants pour les incinérateurs et d’autres fournitures d’entretien et de nettoyage. Outre les dangers associés aux matières dangereuses, les risques associés aux dangers classiques comprennent, par exemple, ceux associés au contrôle et à la manipulation sûre des articles lourds et volumineux, de l’équipement lourd et des appareils à rayons X classiques pour des raisons de sécurité.

Sensibilisation

Les titulaires de permis offrent des cours de formation sur la sûreté et la sécurité à leurs employés et à leurs entrepreneurs. Ces cours portent sur les domaines de sûreté et de sécurité suivants : connaissances générales en matière de santé et de sécurité, radioprotection, protection‑incendie, exigences réglementaires et formation sur la sûreté propre à un emploi ou à une tâche, et utilisation du Système d’information sur les matières dangereuses utilisées au travail (SIMDUT) qui fournit des renseignements sur l’utilisation sûre des matières dangereuses. Cette formation fait l’objet d’une surveillance par la direction.

2.9 Protection de l’environnement

Le DSR Protection de l’environnement englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement.

Cotes de rendement pour la protection de l’environnement

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Protection de l’environnement englobe les domaines particuliers suivants :

• Contrôle des effluents et des rejets
• Système de gestion de l’environnement (SGE)
• Évaluation et surveillance
• Protection du public

• Évaluation des risques environnementaux

Contrôle des effluents et des rejets

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe 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 (2008)
• Norme du Groupe CSA N288.1-F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires (2014)
• Norme du Groupe CSA N288.3.4-F13, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires
• Norme du Groupe CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Dans le cadre de l’exploitation normale, les centrales nucléaires rejettent des substances radioactives dans l’atmosphère (sous forme de rejets gazeux) et dans les plans d’eau (sous forme d’effluents liquides), et les IGD rejettent des substances radioactives dans l’atmosphère. Les titulaires de permis sont tenus de contrôler les rejets radioactifs dans l’environnement pour s’assurer qu’ils respectent les limites réglementaires de rejets. Ces limites sont fondées sur les limites de rejet dérivées (LRD), qui sont des quantités de radionucléides (rejetés sous forme de rejets atmosphériques ou d’effluents dans l’eau) qui sont calculées en fonction de la limite de dose réglementaire de 1 mSv par année (1 mSv/an) pour le grand public. L’IGDD et l’IGDP sont visées par les LRD des centrales nucléaires de Darlington et de Pickering, respectivement. L’IGDW possède ses propres LRD pour les rejets atmosphériques et liquides. Les LRD figurent à l’annexe I. Aucun rejet radiologique des installations dans l’environnement visé par le présent rapport n’a dépassé les limites réglementaires en 2017.

Les titulaires de permis établissent et utilisent également des seuils d’intervention environnementale qui, en 2017, ont été fixés à environ 10 % des LRD, sauf pour la centrale de Point Lepreau (seuil fixé à 1 % des LRD). Un seuil d’intervention est une quantité précise de radionucléides (rejetés sous forme de rejets dans l’air ou d’effluents dans l’eau) qui, si elle est atteinte, pourrait indiquer la perte de contrôle d’une partie du programme de protection de l’environnement du titulaire de permis et souligner la nécessité de prendre des mesures particulières et de les signaler à la CCSN. En 2017, Hydro-Québec a révisé le calcul de ses LRD, que le personnel de la CCSN avait accepté initialement en avril 2011. En décembre 2017, OPG a soumis à l’examen du personnel de la CCSN ses nouvelles LRD et nouveaux seuils d’intervention pour l’IGDW.

Les données sur les rejets de radionucléides dans l’environnement en 2017 sont présentées à l’annexe I. Les rejets étaient bien inférieurs aux LRD pour chaque installation. Des comparaisons des rejets avec les LRD respectives sont également présentées dans les sections traitant du contrôle des effluents et des rejets pour chaque installation, à la section 3. De plus, aucun seuil d’intervention environnemental n’a été dépassé en 2017 dans aucune installation visée par le présent rapport.

Système de gestion de l’environnement

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, Norme d’application de la réglementation S-296, Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium
• CCSN, REGDOC-2.9.1, Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement (2013)
• CCSN, REGDOC-2.9.1, Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.1 (2017)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Chaque titulaire de permis dispose d’un système de gestion de l’environnement (SGE) pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires et s’assurer que ces activités sont menées de manière à prévenir ou à atténuer les effets sur l’environnement. Le SGE comporte des activités telles que l’établissement de cibles et d’objectifs annuels et fait l’objet de vérifications internes et externes de la conformité.

Tous les SGE des centrales nucléaires en exploitation sont également homologués selon la norme ISO 14001 : 2015, Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation ^{Référence 8}. Dans le cadre de cette homologation, les SGE font l’objet de vérifications et d’examens périodiques par des tiers indépendants qui en vérifient la suffisance et relèvent les possibilités d’amélioration. L’examen de la documentation des équipes de gestion des titulaires de permis a permis au personnel de la CCSN de confirmer que les SGE ont fait l’objet d’un examen annuel et que les mesures correctives ont été documentées.

Évaluation et surveillance

Aux termes de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), les titulaires de permis d’installations nucléaires doivent élaborer, mettre en œuvre et tenir à jour un programme de surveillance environnementale dans le but de protéger le grand public, les travailleurs et l’environnement contre les rejets provenant des activités nucléaires de leurs installations. Ils soumettent les résultats de ces programmes de surveillance à la CCSN pour assurer la conformité aux lignes directrices et limites applicables établies dans les règlements de la CCSN. Le REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires exige que les titulaires de permis de centrales nucléaires présentent des rapports environnementaux annuels à la CCSN. Des exigences similaires s’appliquent aux IGD.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N288.4-F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium
• Norme du Groupe CSA N288.7-15, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Les titulaires de permis surveillent régulièrement les eaux souterraines autour de tous les sites et soumettent les résultats annuellement à la CCSN. Le personnel de la CCSN a examiné les résultats de la surveillance pour 2017 et a conclu que les activités autorisées n’ont eu aucun effet néfaste sur l’environnement des eaux souterraines.

Programme indépendant de surveillance environnementale

Afin de compléter les activités de surveillance en cours, la CCSN a mis en œuvre son propre Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE). Ce programme consiste à prélever des échantillons dans des aires accessibles au public autour des installations, puis à mesurer et à analyser les substances radiologiques (nucléaires) et non radiologiques (dangereuses) qui se trouvent dans ces échantillons. Des échantillons peuvent être prélevés pour l’air, l’eau, le sol, les sédiments, la végétation et certains aliments comme la viande et les produits maraîchers.

Le personnel de la CCSN a effectué une surveillance environnementale indépendante autour du site de la centrale de Bruce (qui comprend les centrales nucléaires de Bruce‑A et de Bruce‑B ainsi que l’IGDW), et à proximité du site de Point Lepreau et des installations de Gentilly-2 en 2016. Des échantillons ont été prélevés en 2017 autour des sites de Pickering, de Darlington et de Point Lepreau. Les résultats sont disponibles sur le site Web de la CCSN.

Les résultats du PISE indiquent que le grand public et l’environnement à proximité de tous les sites étaient protégés. Les valeurs de ces résultats, pour les différents milieux, se situaient dans les mêmes plages numériques que les résultats soumis par les titulaires de permis, confirmant ainsi de façon indépendante que les programmes de protection de l’environnement de ces derniers protégeaient bien le grand public et l’environnement en 2017.

De plus, une surveillance à l’échelle régionale est également exercée par d’autres organismes gouvernementaux autour des centrales nucléaires, et la CCSN en tient compte pour évaluer la manière dont la santé du grand public et l’environnement sont protégés. Il s’agit notamment du Programme de surveillance de l’eau potable du ministère de l’Environnement et de l’Action en matière de changement climatique de l’Ontario, du Programme ontarien de surveillance des installations nucléaires du ministère du Travail de l’Ontario, du Réseau de surveillance radiologique de Santé Canada et de son Réseau de surveillance en poste fixe. Ces programmes confirment eux aussi que l’environnement à proximité des sites est bien protégé et qu’il n’y a pas d’impact prévu sur la santé.

Protection du public

Ce domaine particulier vise à faire en sorte que le grand public ne soit pas exposé à des risques déraisonnables en ce qui concerne les substances dangereuses rejetées par les installations. La section 2.7 traite séparément de la dose au grand public.

Évaluation des risques environnementaux

L’évaluation des risques environnementaux (ERE) est un processus systématique utilisé par les titulaires de permis pour déterminer, quantifier et caractériser le risque posé par les contaminants et les facteurs de stress physique dans l’environnement pour les récepteurs biologiques, y compris les humains. 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 du demandeur ou titulaire de permis sert d’intrant à une évaluation environnementale (EE) réalisée en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (2012) et constitue le fondement d’une EE en vertu de la LSRN. La CCSN exige que les effets environnementaux de toutes les installations ou activités nucléaires soient pris en compte et évalués lorsqu’elle rend des décisions relatives aux permis. Toutes les demandes de permis démontrant des interactions potentielles avec l’environnement font l’objet d’une EE proportionnelle à l’ampleur et à la complexité des risques environnementaux liés à l’installation ou à l’activité visée.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour les ERE en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium

Des renseignements sur son applicabilité et sa mise en œuvre figurent à l’annexe E et à la section 3.

La CCSN examine les ERE des centrales nucléaires en exploitation selon un cycle de cinq ans, ou plus fréquemment si des changements majeurs aux installations sont proposés, ou encore si la science sur laquelle les conclusions sont fondées change. Le personnel de la CCSN est satisfait du statut des ERE en 2017.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont élaboré et mis en œuvre des programmes pour s’assurer que les poissons soient protégés contre les effets du rejet thermique de l’eau et les prélèvements par les prises d’eau (c.-à-d. impaction et entraînement) et pour vérifier que des mesures sont en place pour s’assurer que les risques pour les poissons et leurs populations demeurent acceptables. Ce travail est effectué à la demande du personnel de la CCSN, avec l’avis d’organismes, dont Pêches et Océans Canada ainsi qu’Environnement et Changement climatique Canada, par l’intermédiaire de protocoles d’entente avec ceux-ci.

2.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les plans d’intervention d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence pour la gestion des urgences radiologiques, nucléaires et classiques. Il couvre également les résultats de la participation à des exercices d’intervention d’urgence au cours de l’année. Pour le domaine particulier de la lutte contre l’incendie, seul le rendement du service d’incendie privé est analysé dans le présent DSR. Les problèmes de conception sont décrits à la section 2.5.

Cotes de rendement pour la gestion des urgences et protection-incendie

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les domaines particuliers suivants :

• Préparation et intervention en cas d’urgence classique
• Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
• Préparation et intervention en cas d’incendie

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD maintiennent des capacités de préparation et d’intervention en cas d’urgence classique pour gérer les situations d’urgence potentielles, comme les blessures physiques, les rejets de substances chimiques, les rejets d’énergie non contrôlés (p. ex. la vapeur, l’électricité, le gaz comprimé), les défaillances d’équipement ou les conditions météorologiques extrêmes. Les titulaires de permis disposent de programmes de sécurité et d’intervention d’urgence pour réduire au minimum la probabilité d’occurrence et les conséquences des urgences touchant les dangers classiques. Ces programmes couvrent la formation, les obstacles, les procédures, les processus et les interventions d’urgence, et ils démontrent qu’il existe une approche planifiée, coordonnée et contrôlée de la sécurité classique et des mesures d’intervention.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-353, Mise à l’épreuve des mesures d’urgence (2016)
• CCSN, REGDOC-2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2014)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

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 en cas d’urgence nucléaire. 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 place qu’hors site), afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement. Un programme efficace de préparation aux situations d’urgence fait en sorte que des dispositions sont prises 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 convient de noter qu’OPG dispose d’un seul plan d’urgence nucléaire consolidé pour les sites de Darlington et de Pickering.

Les plans d’urgence nucléaire des titulaires de permis comprennent des mesures pour faire face aux urgences sur place ainsi que des mesures qui soutiennent la planification, la préparation et les interventions en cas d’urgences hors site. Les interventions en cas d’urgences hors site s’appuient sur une approche hiérarchique à laquelle participe le titulaire de permis, les autorités municipales locales, le gouvernement provincial ou territorial et le gouvernement fédéral. Des renseignements généraux sur l’apport de chacun de ces intervenants sont présentés à l’annexe K. Les paragraphes qui suivent décrivent les faits nouveaux de 2017 à l’égard des plans provinciaux pour les urgences nucléaires.

Ontario

En 2017, l’Ontario a révisé son Plan provincial d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PPIUN). Le PPIUN a fait l’objet d’un examen public comprenant une consultation publique officielle, des activités de sensibilisation auprès des collectivités autochtones et un examen par un groupe consultatif. En août 2017, le personnel de la CCSN a soumis au groupe consultatif des modifications proposées au projet du PPIUN. Le Conseil exécutif de l’Ontario a approuvé, en décembre 2017, la mise à jour du plan directeur de 2017 du PPIUN, ce qui a déclenché l’élaboration de plans de mise en œuvre propres à chaque site et leur intégration subséquente dans les plans d’urgence des titulaires de permis en Ontario.

MISE À JOUR : L’ébauche des plans de mise en œuvre du PPIUN propres à chaque site a été diffusée en février 2018 aux fins de commentaires par les intéressés et a été approuvée à la fin de mars 2018. La prochaine étape consiste à officialiser les ententes qu’ils contiennent avec les États-Unis, les gouvernements fédéral et provinciaux et les municipalités touchées. Les parties concernées mettront à jour leurs plans d’intervention en cas d’urgence nucléaire selon les particularités de leur site.

MISE À JOUR : En 2018, les titulaires de permis de centrales nucléaires de l’Ontario ont commencé à mettre à jour leurs plans et procédures afin de les harmoniser avec le nouveau PPIUN et les plans de mise à jour propres aux sites. Cette mise à jour administrative devrait être terminée sur le plan opérationnel d’ici mars 2019. Les titulaires de permis comptent achever la révision des programmes de formation du nouveau personnel d’intervention d’urgence en 2019.

Dans son rapport annuel de 2017, le Bureau de la vérificatrice générale (BVG) de l’Ontario a fait le point sur la situation de la préparation aux situations d’urgence en Ontario. Le BVG a formulé 14 recommandations concernant le Programme de gestion des urgences de la province, et neuf recommandations sur le Programme de gestion des urgences nucléaires. Le personnel de la CCSN a examiné le rapport du BVG et les réponses fournies par le ministère de la Sécurité communautaire et des Services correctionnels, qui s’est engagé à corriger les lacunes relevées par le BVG.

MISE À JOUR : Le Bureau du commissaire des incendies et de la gestion des urgences (BCIGU) de l’Ontario a élaboré un plan d’action de gestion détaillé pour donner suite aux recommandations du BVG. Le personnel du BCIGU a présenté ce plan d’action et une mise à jour du PPIUN à l’occasion de la réunion de la Commission du 4 avril 2018.

En décembre 2017, la Commission a également demandé à la CCSN d’examiner le rapport annuel du BVG et de déterminer si l’une ou l’autre des recommandations portait sur des améliorations potentielles au programme de gestion des urgences de la CCSN.

En règle générale, les recommandations du BVG visaient à améliorer le respect de la Loi sur la protection civile et la gestion des situations d’urgence de l’Ontario. Elles s’adressaient tout particulièrement au BCIGU ainsi qu’à ses principaux ministères partenaires hors site et à certaines des collectivités touchées en Ontario. Les recommandations n’ont pas eu d’incidence directe sur la CCSN et son Plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire, lequel porte généralement sur les enjeux propres aux sites et gérés avec les titulaires de permis et vise à s’assurer que la CCSN comprend et valide les processus et procédures en place. Le personnel de la CCSN constate que les recommandations formulées dans le rapport annuel du BVG concordaient avec les conclusions de plusieurs exercices importants menés dans les centrales nucléaires de l’Ontario au cours des dernières années.

La CCSN est membre du Comité de coordination de la gestion des situations d’urgence nucléaire, auquel participent tous les ordres de gouvernement et les titulaires de permis; le Comité aborde ouvertement certains des enjeux les plus complexes et détermine la façon dont ils seront gérés.

Le BCIGU a révisé le PPIUN et les plans de mise en œuvre propres à chaque site pour tenir compte du rapport annuel du BVG. Les modifications tiennent compte de la norme du Groupe CSA N1600, Exigences générales relatives aux programmes de gestion des urgences nucléaires et du REGDOC‑2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires de la CCSN ainsi que des normes de l’AIEA.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés et continuera d’appuyer le BCIGU pour améliorer le réseau global d’intervention en cas d’urgence nucléaire en Ontario.

Nouveau-Brunswick

En août 2017, l’Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick (OMUNB) a publié et mis en ligne le nouveau Plan d’urgence nucléaire hors site pour Point Lepreau. L’OMUNB l’a harmonisé avec les exigences nationales et internationales applicables et a rendu son interface plus conviviale. La centrale de Point Lepreau est conforme au nouveau plan.

Québec

Le Plan des mesures d’urgence nucléaire externe à la centrale nucléaire pour Gentilly-2 (ou PMUNE-G2) a été aboli en 2016. Toutefois, le plan d’urgence élargi du Québec (le Plan national de sécurité civile [PNSC]) demeure en place afin de gérer toute urgence générale. Le PNSC repose sur la coopération de divers ministères et organisations gouvernementales qui ont un rôle précis à jouer dans le cadre d’une intervention en cas d’urgence. La Direction de la santé publique du ministère de la Santé et des Services sociaux du Québec interviendra en cas d’urgence infectieuse, chimique, biologique ou radiologique.

Exercices d’urgence

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.

Les 6 et 7 décembre 2017, OPG a mené un exercice complet (exercice Unified Control) à Pickering pour mettre 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. De plus amples renseignements sur cet exercice sont présentés à la section 3.2.10.

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 des sites (SMC – Site Management Centre) d’OPG et au centre des opérations provincial du BCIGU à Toronto. Santé Canada et d’autres partenaires du Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN) ont participé à l’exercice à partir de centres des opérations situés à Ottawa et à Dorval et du centre des opérations provincial du BCIGU.

La CCSN a retenu les services d’un expert-conseil pour effectuer une évaluation indépendante pendant l’exercice. OPG a également retenu les services d’une organisation spécialisée pour planifier tous les aspects de l’exercice et rédiger un rapport d’évaluation conjoint de toutes les organisations participantes dans le contexte des objectifs du « volet un ».

Parmi les leçons apprises par la CCSN, mentionnons les suivantes :

• Le CMU de la CCSN doit améliorer sa méthode, ses consultations et son processus de communication de l’information à l’équipe de direction des mesures d’urgence (EDMU).
• Le directeur du CMU devrait se concentrer sur les interventions tactiques et stratégiques lorsqu’il informe le président de la CCSN et l’EDMU.
• La haute direction de la CCSN devrait chercher à établir un terrain d’entente avec OPG et le BCIGU pour mieux résoudre les problèmes graves qui pourraient survenir.
• Aux fins de clarté, la CCSN devrait confirmer si les niveaux de l’INES sont utiles en cas d’urgence nucléaire au Canada, et les valider le cas échéant.
• La CCSN devrait élaborer une stratégie à long terme pour intégrer pleinement et améliorer son outil WebEOC visant la communication de l’information.
• Pour les exercices futurs, la CCSN devrait vérifier que l’exploitant comprend, dès le début du processus de planification, que le scénario technique doit être envoyé à la CCSN pour examen et approbation au moins six semaines avant le début de l’exercice.

Parmi les leçons apprises par les autres organisations, mentionnons les suivantes :

• Il est nécessaire de bien comprendre le rôle et responsabilités des agents de liaison au Centre provincial des opérations d’urgence (CPOU), en particulier au sein du groupe scientifique du CPOU, pour assurer une coordination et une communication efficaces concernant les activités d’intervention.
• Le BCIGU devrait revoir son processus de validation des données, surtout lorsqu’il s’agit de renseignements contradictoires.
• OPG et la région de Durham devraient élaborer des lignes directrices normalisées en matière de radioprotection à l’intention de leurs travailleurs d’urgence (selon les lignes directrices de Santé Canada).
• La province devrait mettre à jour son processus décisionnel sur les mesures de protection afin de tenir compte des données sur le rayonnement en temps réel.
• Les principales organisations, notamment OPG, la CCSN, le BCIGU et Santé Canada, devraient s’entendre au sujet d’une plateforme commune pour la communication électronique des données techniques.

La CCSN a élaboré un plan d’action de la direction pour s’assurer que tous les constats soient saisis et pris en compte dans le cadre du programme global de gestion des urgences.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2007)
• Norme du Groupe CSA N293-F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires (2012)
• Norme du Groupe CSA N393-F13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou stockent des substances nucléaires (2013)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Les titulaires de permis disposent de programmes de protection‑incendie visant à réduire au minimum à la fois la probabilité et les conséquences des incendies dans leurs installations. Ces programmes établissent les procédures et les processus permettant de démontrer une approche planifiée, coordonnée et contrôlée de la protection-incendie. La capacité d’intervention en cas d’incendie est maintenue grâce à divers accords.

2.11 Gestion des déchets

Le DSR Gestion des déchets englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des opérations de l’installation, jusqu’à ce que les déchets soient retirés de l’installation. Ce DSR couvre également la planification en vue du déclassement futur de l’installation.

Cotes de rendement pour la gestion des déchets

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
ES	SA	ES	SA	SA	ES	ES	SA	SA

Le DSR Gestion des déchets englobe les domaines particuliers suivants :

• Caractérisation des déchets
• Réduction des déchets

• Pratiques de gestion des déchets

• Plans de déclassement

Les programmes de gestion des déchets des titulaires de permis décrivent comment les déchets sont gérés tout au long de leur cycle de vie jusqu’à leur évacuation ou leur élimination. Cela comprend la production, le stockage, le traitement, le recyclage, l’évacuation ou l’élimination et le transfert des déchets.

Les titulaires de permis ont continué d’assurer le stockage provisoire sûr des déchets de faible activité (DFA), des déchets de moyenne activité (DMA) et des déchets de haute activité (DHA) en 2017. Il convient de noter que Bruce Power transfère ses DFA, DMA et DHA à l’IGDW d’OPG, où ils sont gérés. OPG met en œuvre une solution à long terme pour la gestion de ses DFA et DMA, tandis qu’Hydro-Québec et Énergie NB ont entamé des discussions en vue de trouver des solutions à long terme potentielles pour leurs DFA et DMA. Conjointement, OPG, Hydro‑Québec et Énergie NB sont également parties prenantes de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN), qui dirige l’élaboration d’une solution à long terme pour les DHA (cet enjeu est décrit ci-dessous).

Les activités de gestion des déchets réalisées dans les IGD génèrent une quantité minimale de déchets radioactifs. Néanmoins, OPG s’est donné comme objectif de réduire au minimum la quantité de déchets radioactifs découlant des activités opérationnelles des IGD.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour le DSR Gestion des déchets en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N292.0-F14, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié (2014)
• Norme du Groupe CSA N292.2-F13, Entreposage à sec du combustible irradié (2007; norme révisée en 2013)
• Norme du Groupe CSA N292.3-F14, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité (2008; norme révisée en 2014)

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

OPG a l’intention d’éliminer les déchets de faible et de moyenne activité (DFMA) produits au cours de l’exploitation et des activités de déclassement dans un dépôt géologique en profondeur (DGP) proposé pour le site de Bruce. OPG sera propriétaire et exploitant du DGP.

En janvier 2012, l’Agence canadienne d’évaluation environnementale (ACEE) et la CCSN ont créé une commission d’examen conjoint (CEC) 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 de son DGP. En 2013 et en 2014, la CEC a tenu des audiences publiques. Le 6 mai 2015, elle a présenté son rapport d’évaluation environnementale, dans lequel elle formulait 97 recommandations au ministre de l’Environnement et du Changement climatique aux fins d’examen et de décision en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (LCEE 2012). La CEC conclut que le projet de DGP d’OPG n’aurait probablement pas de conséquence importante sur l’environnement si OPG applique les mesures d’atténuation proposées, les engagements qu’il a pris au cours de l’examen ainsi que les recommandations de la CEC.

La ministre de l’Environnement et du Changement climatique a demandé à OPG des renseignements additionnels en 2016 et 2017. L’ACEE examinera les renseignements additionnels, qui comprennent des contributions de l’équipe d’examen du gouvernement fédéral, des peuples autochtones et du public. Sous réserve de la décision de la ministre, la CEC décide, en vertu de la LSRN s’il y a lieu de délivrer à OPG un permis de préparation de l’emplacement et de construction pour le DGP.

Caractérisation des déchets, minimisation des déchets et pratiques de gestion des déchets

Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont continué de s’appuyer sur des programmes efficaces pour caractériser, réduire au minimum, séparer, manutentionner, stocker, surveiller et traiter (le cas échéant) les déchets radioactifs et dangereux en 2017.

Les DFA générés à l’IGDD et à l’IGDP se limitent généralement aux articles de nettoyage du sol qui peuvent être contaminés par la préparation et le soudage des CSS. Les volumes annuels s’élevant à moins d’un fût sont envoyés à la centrale de Darlington ou de Pickering, respectivement, pour y être séparés au besoin, puis transportés à l’IGDW pour y être stockés. Les DFA à l’IGDW sont traités ou stockés sur place. Des programmes visant les déchets « probablement propres » sont en place à l’IGDD, à l’IGDP et à l’IGDW, afin de séparer à la source les déchets qui ne sont probablement pas radioactifs, de manière à réduire au minimum la production de DFA dans ces installations. OPG ne produit pas de DMA à l’IGDD, à l’IGDP ou à l’IGDW.

En 2014, OPG a entrepris un projet pilote de tri des déchets à l’IGDW afin de réduire davantage le volume de déchets stockés à l’installation par incinération, compactage, décontamination ou rejet sans restriction. Ce programme s’est poursuivi tout au long de l’année 2017.

Selon les évaluations des niveaux de danger, tous les déchets radioactifs ont été éliminés de façon appropriée grâce à des pratiques efficaces de gestion des déchets qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

Plans de déclassement

Le déclassement vise à mettre définitivement hors service une installation nucléaire afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et de la population en général et de protéger l’environnement. Le déclassement consiste à retirer du site les matières radioactives et autres matières dangereuses et à remettre le site dans un état final convenu.

La planification du déclassement est un processus continu, qui se déroule à chaque étape du cycle de vie des installations autorisées. Conformément à l’alinéa 3k) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, les titulaires de permis élaborent des plans préliminaires de déclassement (PPD) pour chaque étape du cycle de vie des installations avant le déclassement. Le PPD constitue le fondement de l’estimation des coûts et de la garantie financière, qui donne l’assurance que les fonds seront disponibles lorsque l’installation sera prête à être déclassée. Un plan de déclassement détaillé (PDD) est élaboré avant le déclassement, à l’appui d’une demande de permis de déclassement.

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N294-F09, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires

Les lignes directrices réglementaires figurent dans le document G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées de la CCSN.

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

Dans le cas des centrales nucléaires, la stratégie de déclassement proposée prévoit une période de stockage prolongée avec surveillance, après la fin des opérations normales. Cette période serait visée par un permis de la CCSN et durerait trois ou quatre décennies avant le début du démantèlement actif, ce qui permettrait l’épuisement radioactif et le stockage sûr des équipements de démantèlement. Par ailleurs, la stratégie de déclassement des IGD consiste à procéder immédiatement à leur déclassement, les activités de démantèlement commençant dès que les déchets sont transférés dans un dépôt permanent.

OPG a mis à jour ses PPD pour toutes ses installations nucléaires, y compris les centrales Bruce‑A et Bruce‑B, l’IGDW, la centrale de Darlington, l’IGDD, la centrale de Pickering et l’IGDP en janvier 2017, et les a soumis à la CCSN aux fins d’acceptation. Ces plans couvrent la période allant de 2018 à 2022 (la prochaine révision régulière est prévue en 2022). Le personnel de la CCSN a conclu que les plans respectent les exigences réglementaires et les lignes directrices applicables.

Les PPD pour Point Lepreau et Gentilly-2 sont distincts et sont traités aux sections 3.5.11 et 3.6.11, respectivement.

Les garanties financières pour le déclassement sont traitées à la section 2.15.

2.12 Sécurité

Le DSR Sécurité couvre les programmes que les titulaires de permis sont tenus de mettre en œuvre à l’appui des exigences énoncées dans les documents connexes d’application de la réglementation et le Règlement sur la sécurité nucléaire et dans les ordres, ainsi que les attentes concernant leurs installations ou activités.

Cotes de rendement pour la sécurité

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Sécurité englobe les domaines particuliers suivants :

• Installations et équipements
• Arrangements en matière d’intervention
• Pratiques en matière de sécurité
• Entraînements et exercices

Bien qu’elle ne constitue pas un domaine particulier, la cybersécurité est devenue un sujet important. Cette question est abordée à la rubrique traitant du domaine particulier Installations et équipements, sous la sous-rubrique Cybersécurité.

Installations et équipements

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• Norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs
• CCSN, RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée
• CCSN, RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d’imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

OPG s’est associée au système radio de sécurité publique NextGen de la région de Durham. En 2017, elle a installé une infrastructure pour le système radio à ses sites afin d’assurer des liens de communication améliorés et interopérables avec les services d’intervention hors site dans la région de Durham. Le projet a permis d’établir le système de communications de sécurité P25 pour le grand public comme système principal de communications pour les services d’incendie et de sécurité d’OPG.

MISE À JOUR : Le système est devenu opérationnel pour les exercices de sécurité dans le cadre du programme d’essais de rendement de la CCSN au site de Pickering en mars 2018. Il a été évalué dans le cadre des objectifs de rendement, et les résultats ont été positifs.

Cybersécurité

Les titulaires de permis de centrales nucléaires maintiennent des programmes de cybersécurité afin de protéger les biens cybernétiques essentiels contre les cyberattaques. Les titulaires de permis collaborent au programme du Groupe des propriétaires de CANDU sur la cybersécurité afin de communiquer les leçons apprises et d’élaborer des pratiques exemplaires de l’industrie pour la mise en œuvre de contrôles en la matière.

Arrangements en matière d’intervention

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes pour l’exploitation des centrales nucléaires en 2017 :

• CCSN, REGDOC-2.12.1, Sites à sécurité élevée : Force d’intervention pour la sécurité nucléaire

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E.

Tous les titulaires de permis dotent leurs installations d’agents de sécurité nucléaire bien formés et bien équipés.

Les installations nucléaires à sécurité élevée ont conclu des arrangements officiels avec des services d’intervention armés hors site; elles ont fourni d’importantes ressources au programme d’essais de rendement de la CCSN sous forme de personnel spécialisé et de participants à l’Unité canadienne d’adversaires tactiques.

Pratiques en matière de sécurité

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes et de procédures visant à contrôler l’accès aux installations, aux matières nucléaires et aux renseignements réglementés.

Les publications suivantes contiennent des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites
• CCSN, REGDOC-2.12.3, La sécurité des substances nucléaires : sources scellées

De plus amples renseignements relatifs à leur applicabilité et à leur mise en œuvre sont fournis à l’annexe E et à la section 3.

MISE À JOUR : Tous les titulaires de permis respectaient les exigences réglementaires du REGDOC-2.12.3 pour les sources scellées de catégorie 1, 2, 3, 4 et 5 en date du 31 mai 2018.

Les IGD ont mis à jour leurs procédures d’exploitation en matière de sécurité et se sont assurées que leurs plans d’urgence répondaient à la menace de référence en 2017.

À la suite de la mise à jour de la Norme sur le filtrage de sécurité du Secrétariat du Conseil du Trésor (SCT), le personnel de la CCSN a demandé aux titulaires de permis de mettre en œuvre de nouvelles pratiques de filtrage dans le cadre de leurs programmes de cote de sécurité donnant accès au site. Ces pratiques exemplaires figureront comme exigences dans la révision du REGDOC-2.12.2 et s’appliqueront aux centrales nucléaires et aux IGD.

Chaque titulaire de permis a adopté une approche différente pour ajuster ses pratiques de filtrage en fonction de la norme actualisée.

Exercices et entraînements

Les titulaires de permis disposent de programmes d’exercices et d’entraînements pour valider les pratiques de sécurité, assurer le respect de la réglementation et dépister les domaines perfectibles dans leurs opérations de sécurité, y compris les exercices avec la participation d’intervenants hors site.

2.13 Garanties et non-prolifération

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les programmes et les activités nécessaires à la mise en œuvre réussie des obligations du Canada découlant des accords de garanties entre le Canada et l’AIEA et des autres mesures découlant du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

Cotes de rendement pour les garanties et la non-prolifération

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les domaines particuliers suivants :

• 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.

La présente section comprend également un énoncé concernant la conclusion générale de l’AIEA à l’égard des garanties pour le Canada.

La portée du programme de non-prolifération des centrales nucléaires et des IGD au Canada se limite au suivi et à la déclaration des obligations à l’étranger et de l’origine des matières nucléaires, comme le précise le document RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires de la CCSN. Ce suivi et ces rapports aident la CCSN à mettre en œuvre les accords bilatéraux de coopération nucléaire que le Canada a signés avec d’autres pays.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires

De plus amples renseignements relatifs à son applicabilité et à sa mise en œuvre sont fournis à l’annexe E.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD sont tenus d’accorder à l’AIEA l’accès et l’assistance nécessaires pour qu’elle puisse effectuer les activités de garanties dans leurs installations respectives, y compris les inspections et l’entretien des équipements. Ces inspections peuvent comprendre une vérification annuelle de l’inventaire physique et un nombre d’inspections à court préavis et d’inspections inopinées qui ciblent certains groupes de matières ou leur transfert.

Renseignements sur les opérations et la conception

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD sont tenus de soumettre à la CCSN, dans les délais prescrits, les renseignements concernant les opérations et la conception ainsi que les renseignements visés par le Protocole additionnel de l’AIEA.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD apportent un soutien adéquat aux activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA dans les centrales nucléaires et les IGD, y compris des travaux d’entretien et d’installation de l’équipement de surveillance afin d’assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties dans chaque installation.

Conclusion de l’AIEA concernant les garanties pour le Canada

D’après l’évaluation complète réalisée par l’AIEA de tous les renseignements pertinents en matière de garanties dont elle dispose et l’évaluation de la cohérence du programme nucléaire déclaré du Canada et des résultats des activités de vérification de l’Agence, l’AIEA a pu conclure que toutes les matières nucléaires au Canada ont continué d’être utilisées à des fins pacifiques, y compris les matières nucléaires dans les centrales nucléaires et les IGD.

2.14 Emballage et transport

Le DSR Emballage et transport englobe les programmes qui portent sur l’emballage et le transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance des installations autorisées.

Cotes de rendement pour l’emballage et le transport

Darlington	IGDD	Pickering	IGDP	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	IGDW	Gentilly-2
SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA	SA

Le DSR Emballage et transport englobe les domaines particuliers suivants :

• Conception et entretien des colis
• Emballage et transport
• Enregistrement aux fins d’utilisation

Bien que le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) ne s’applique pas aux transferts de colis sur le site, les titulaires de permis ont mis en place des programmes visant à assurer, pour les travailleurs, le public et l’environnement, un niveau de sécurité équivalent à celui qui est exigé pour le transport hors site.

Conception et entretien des colis

Les substances nucléaires provenant des centrales nucléaires et des IGD doivent être transportées dans des colis conformes aux exigences réglementaires. Les substances et matières couramment expédiées comprennent l’eau lourde tritiée, l’outillage contaminé, la lessive, les résines et les filtres ainsi que les échantillons de matières expédiés aux fins d’analyse.

Emballage et transport

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont mis en place des programmes afin d’assurer le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses (TMD) pour tous les envois de substances nucléaires à destination et en provenance de leurs installations. Tous les titulaires de permis sont tenus d’assurer une formation appropriée à leur personnel chargé de la manutention et du transport des marchandises dangereuses et de délivrer un certificat de formation à ces travailleurs, conformément au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Enregistrement aux fins d’utilisation

Comme l’exige le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015), tous les titulaires de permis qui utilisent des colis certifiés en ont enregistré l’utilisation auprès de la CCSN.

2.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

D’autres questions d’intérêt réglementaire portent sur l’information et la divulgation publiques, la consultation des peuples autochtones, les garanties financières, l’assurance-responsabilité nucléaire et l’évaluation environnementale. Les questions d’évaluation environnementale sont abordées à la rubrique traitant du DSR Protection de l’environnement.

Programmes d’information publique

La publication suivante contient des exigences réglementaires qui étaient pertinentes en 2017 :

• CCSN, RD/GD-99.3, L’information et la divulgation publiques

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes d’information et de divulgation publiques qui s’appuient sur des protocoles de divulgation. Ces protocoles décrivent le type d’information qui sera communiquée au grand public (p. ex. incidents, changements majeurs aux opérations, rapports périodiques sur le rendement environnemental) et comment cette information sera communiquée. L’objectif consiste à assurer la communication efficace des renseignements opportuns sur la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, sur l’environnement et sur d’autres enjeux associés au cycle de vie de l’installation nucléaire.

Les titulaires de permis fournissent de l’information sur l’état de leurs installations au moyen de diverses activités de communication, par exemple des séances d’information à l’intention du grand public, des visites d’installations, la participation à des événements communautaires, des bulletins, l’actualisation continue de leurs sites Web et l’utilisation des médias sociaux.

Relations avec les Autochtones

De plus, la CCSN s’emploie à renforcer la relation avec les peuples autochtones dans le cadre des activités en ce sens menées par les titulaires de permis (décrites à la section 3). Les efforts déployés par le personnel de la CCSN en 2017 ont appuyé l’engagement de la CCSN à l’égard de la réconciliation et de l’établissement de relations solides avec les peuples autochtones pour lesquels les centrales nucléaires et des IGD au Canada revêtent un intérêt. Le personnel de la CCSN a continué de collaborer avec les communautés et les organisations autochtones afin de trouver des possibilités de mobilisation formelle et régulière tout au long du cycle de vie de ces installations.

Dans le cadre de cette mobilisation, le personnel de la CCSN s’est réjoui d’avoir l’occasion de discuter de tous les sujets d’intérêt et de préoccupation, y compris les rapports prévus des titulaires de permis à l’intention de la CCSN. Il a continué de travailler avec les titulaires de permis pour s’assurer que les rapports prévus sont transmis aux communautés et organisations autochtones intéressées.

Le personnel de la CCSN a maintenu des communications et la tenue de réunions régulières, y compris des ateliers avec facilitateur auprès des communautés et organisations autochtones pour discuter de leurs préoccupations, de leurs intérêts et de leurs enjeux respectifs. Parmi les préoccupations et questions soulevées au cours de ces réunions, mentionnons les suivantes : le PISE de la CCSN et la possibilité d’y participer, l’exploitation des centrales nucléaires et des IGD au Canada, les impacts environnementaux des centrales nucléaires, les autorisations en vertu de la Loi sur les pêches, les impacts environnementaux, notamment sur les poissons, la surveillance du remplacement des composants majeurs, le rôle de la CCSN à titre de mandataire de la Couronne ainsi que l’approche de la CCSN en ce qui concerne la mobilisation et les consultations.

Des exemplaires du Rapport de surveillance réglementaire des centrales nucléaires canadiennes sont envoyés à toutes les communautés et organisations autochtones qui ont demandé à être informées des activités visant les centrales nucléaires et les IGD. Ces communautés ont été avisées de la disponibilité d’une aide financière dans le cadre du Programme de financement des participants de la CCSN pour appuyer leur participation à l’examen du présent rapport.

Assurance en matière de responsabilité nucléaire

Le 1^er janvier 2017, la Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matière nucléaire (LRIMN) est entrée en vigueur, remplaçant la Loi sur la responsabilité nucléaire (LRN). La LRIMN exige que les installations nucléaires (c.-à-d. celles qui sont susceptibles de subir un événement de criticité nucléaire) soient couvertes par une assurance-responsabilité nucléaire.

Bien que l’administration de la LRN ait été partagée entre la CCSN et Ressources naturelles Canada (RNCan), l’administration de la LRIMN relève uniquement de RNCan.

Par conséquent, la CCSN n’exigera pas que les titulaires de permis fournissent une preuve de conformité à la LRIMN sur une base continue. Les titulaires de permis devront s’acquitter de leurs obligations en matière de responsabilité nucléaire en vertu de la LRIMN, conformément aux conditions générales du permis de la CCSN qui exigent que les titulaires de permis respectent toutes les lois applicables. Le personnel de la CCSN a confirmé auprès de RNCan que les titulaires de permis respectent les obligations en matière de garanties financières en vertu de la LRIMN.

Garanties financières

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD sont tenus de réviser leurs garanties financières associées aux PPD tous les cinq ans ou à la demande de la Commission.

En janvier 2017, dans le cadre de la présentation de son PPD consolidé à la CCSN, OPG a présenté des renseignements concernant sa garantie financière révisée pour le déclassement futur de ses installations nucléaires en Ontario. À la suite d’une audience publique tenue en octobre 2017, la Commission a accepté la garantie financière révisée d’OPG, qui s’élevait à 16.46 billions de dollars en dollars de 2018; la garantie financière d’OPG était évaluée à 21.17 billions de dollars au 31 décembre 2017.

Les garanties financières pour Point Lepreau et Gentilly-2 sont décrites aux sections 3.3.15 et 3.6.15, respectivement.

3 Rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires et des installations de gestion des déchets et faits nouveaux en matière de réglementation

3.1 Darlington

L’évaluation en matière de sûreté présentée ci-dessous pour chaque DSR est propre à l’installation évaluée. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2. Les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour le site de Darlington, en date de décembre 2017, sont énumérés à l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de la sûreté

Le site de Darlington comprend la centrale nucléaire de Darlington, l’installation d’extraction du tritium (IET) et l’installation de gestion des déchets de Darlington (IGDD). Dans son évaluation en matière de sûreté du site de Darlington en 2017, le personnel de la CCSN a attribué les cotes de rendement indiquées au tableau 13. D’après ses observations et ses évaluations des DSR, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Darlington, l’IET et l’IGDD ont été exploitées de manière sûre. La cote globale pour la centrale de Darlington (et l’IET) était « Entièrement satisfaisant », soit la même que la cote globale attribuée à la centrale en 2016. La cote globale pour l’IGDD était « Satisfaisant », soit la même qu’en 2016.

Tableau 13 : Cotes de rendement attribuées au site de Darlington en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Cote de la centrale de Darlington*	Cote de l’IGDD
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	ES	SA
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote globale	ES	SA

Légende :    ES – Entièrement satisfaisant   SA – Satisfaisant  
IA – Inférieur aux attentes       IN – Inacceptable

*S’applique également à l’IET

3.1.0 Introduction

Le site de Darlington est situé sur la rive nord du lac Ontario, dans la municipalité de Clarington, en Ontario, à 5 kilomètres de la ville de Bowmanville et à environ 10 kilomètres au sud-est d’Oshawa. La CCSN réglemente la centrale de Darlington et l’IET en vertu d’un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance (PERP) et l’IGDD en vertu d’un permis indépendant d’exploitation d’installation de déchets. Sauf indication contraire, les déclarations générales concernant la centrale de Darlington contenues dans le présent rapport de surveillance réglementaire (RSR) s’appliquent également à l’IET. Les installations sont détenues et exploitées par Ontario Power Generation Inc. (OPG).

Centrale nucléaire de Darlington

La centrale de Darlington comprend quatre réacteurs CANDU d’une puissance chacun de 881 MWé (mégawatts électriques). La construction de l’installation a commencé en 1981 et la première criticité d’un de ses réacteurs a eu lieu en 1989.

OPG a l’intention de remettre à neuf les quatre réacteurs. La remise à neuf de la tranche 2 a commencé en octobre 2016 et s’est poursuivie en 2017. En novembre 2017, OPG a commencé à exploiter le bâtiment de traitement des déchets de retubage à temps pour traiter les composants du réacteur retirés de la tranche 2 (raccords d’extrémité, tubes de force et tubes de calandre).

L’IET, qui se trouve dans le bâtiment de gestion de l’eau lourde, sert à éliminer le tritium qui s’accumule progressivement dans certains systèmes de la centrale en raison de son exploitation quotidienne. L’élimination du tritium permet de réduire les quantités rejetées dans l’environnement, ainsi que l’exposition potentielle des travailleurs aux rayonnements. Le tritium est extrait de l’eau lourde du réacteur et stocké de manière sûre sous forme de triture de titane dans des conteneurs en acier inoxydable à l’intérieur d’une voûte en béton.

Installation de gestion des déchets de Darlington

À l’IGDD, OPG traite et stocke les conteneurs de stockage à sec (CSS) qui contiennent le combustible nucléaire usé (déchets radioactifs de haute activité) produit uniquement à la centrale de Darlington. OPG gère également les déchets radioactifs de moyenne activité produits par les travaux de remise à neuf de la centrale de Darlington dans des suremballages destinés au stockage à sec (SDSS) dans le bâtiment de stockage des déchets de retubage (BSDR) de l’IGDD, qui a été terminé et mis en service en 2017.

L’IGDD se compose d’un bâtiment de services, d’un bâtiment de traitement des CSS, de deux bâtiments de stockage des CSS (bâtiments de stockage n^os 1 et 2) et du BSDR. L’IGDD peut stocker 983 CSS et 490 SDSS. Le transfert des CSS chargés de la centrale de Darlington à l’IGDD se fait sur la propriété d’OPG avec une escorte de sécurité. Le transfert des SDSS chargés de la centrale de Darlington au BSDR est également effectué sur la propriété d’OPG.

L’IGDD est située dans sa propre zone protégée, distincte de la zone protégée de la centrale de Darlington, mais à l’intérieur des limites du site de Darlington. Le BSDR n’est pas dans une zone protégée, mais il se situe également à l’intérieur des limites du site de Darlington.

En vertu du permis actuel délivré à l’IGDD, OPG est autorisée à construire deux autres bâtiments de stockage des CSS (bâtiments de stockage n^os 3 et 4), ce qui créerait une capacité de stockage supplémentaire de 1 000 CSS.

Délivrance de permis

Centrale nucléaire de Darlington

La Commission a renouvelé le permis d’exploitation de la centrale de Darlington, qui régit également l’IET, en décembre 2015 ^{Référence 10} pour une période de 10 ans, soit jusqu’au 30 novembre 2025. Ce permis est accompagné d’un manuel des conditions de permis (MCP).

En mars et avril 2017, OPG a demandé à la Commission de modifier le permis d’exploitation de la centrale de Darlington afin de lui permettre d’importer et d’exporter des substances nucléaires principalement sous forme de contaminants dans la lessive, les emballages, le blindage ou l’équipement. Ces activités étaient déjà autorisées en vertu d’un permis de possession temporaire de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement. Le personnel de la CCSN a déterminé que la modification proposée au permis n’aurait aucune incidence sur la sûreté et ne modifierait pas la portée des activités d’importation et d’exportation déjà autorisées en vertu du permis actuel de possession temporaire. Le 26 octobre 2017, la Commission a modifié la Partie IV du permis d’exploitation de la centrale de Darlington pour inclure la nouvelle activité autorisée.

Installation de gestion des déchets de Darlington

La Commission a renouvelé le permis d’exploitation de l’IGDD en mars 2013 ^{Référence 11} jusqu’au 30 avril 2023. Aucune mesure d’autorisation n’a été prise en 2017.

Manuel des conditions de permis

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a révisé le manuel des conditions de permis (MCP) de la centrale de Darlington afin de mettre à jour les critères de vérification de la conformité dans diverses sections pour y inclure des normes et des REGDOC nouveaux ou révisés, ainsi que les documents du titulaire de permis. Voir l’annexe F pour plus de détails.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le MCP pour l’IGDD n’a pas été révisé en 2017.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

Le 24 juin 2015, Pêches et Océans Canada (MPO) a émis une autorisation en vertu de la Loi sur les pêches concernant la centrale de Darlington. Cette autorisation était assortie d’une condition, à savoir qu’OPG doit présenter au MPO et au personnel de la CCSN un plan de compensation pour les dommages résiduels causés au poisson et à son habitat.

Remise à neuf

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a surveillé activement les travaux de remise à neuf de la tranche 2, qui a commencé son arrêt en vue de la remise à neuf le 14 octobre 2016, et il a effectué des inspections de vérification de la conformité.

Le personnel de la CCSN a axé sa surveillance réglementaire sur les livrables réglementaires précisés dans le plan intégré de mise en œuvre (PIMO), conformément à la condition 15.3 du permis d’exploitation. La Commission a approuvé le PIMO au cours du processus de renouvellement de permis. La Commission a délégué au personnel de la CCSN le pouvoir d’accepter les modifications au calendrier, selon le processus de contrôle des modifications et de clôture mentionné dans le MCP, y compris les changements concernant la remise en service de la tranche 2.

Les travaux auxquels OPG s’est engagée dans le cadre du PIMO progressent selon le calendrier prévu. OPG a présenté en mars 2018 son rapport annuel sur les éléments du PIMO terminés en 2017. OPG a planifié et réalisé 37 tâches selon le PIMO en 2017. Le tableau 14 résume les tâches du PIMO qui ont été planifiées et qui ont déjà été réalisées durant le projet. Le personnel de la CCSN a examiné le rapport et a clôturé les éléments du PIMO après avoir confirmé qu’ils répondaient aux exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés à l’égard du PIMO en 2017.

Tableau 14 : Progrès à l’égard du PIMO

Année	Activités planifiées	Tâches terminées
2015	102	102
2016	38	38
2017	37	37
2018	49	15
2019	111	23
2020	17	2
2021	3	-
2022	108	5
2023	28	-
2024	44	2
2025	61	5
2026	14	0
2027	3	-
2028	12	1
Total	627	230

Dans le cadre de son évaluation environnementale réalisée en 2012 pour le projet de remise à neuf, OPG s’était engagée à examiner plusieurs possibilités d’amélioration de la centrale. Ces engagements ont été par la suite incorporés dans le PIMO afin de consolider toutes les activités de mise en œuvre. Les possibilités d’amélioration de la centrale comprenaient des caractéristiques visant à améliorer davantage la sûreté de la centrale en cas d’accidents hors dimensionnement :

• modifications de la protection contre les surpressions dans le bouclier caisson des quatre tranches
• système de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement
• troisième groupe électrogène d’urgence
• système d’évacuation de la vapeur du bâtiment des turbines
• système d’eau de service d’urgence et pompes à incendie à moteur diesel

OPG a mené à bien les améliorations du système d’évacuation de la vapeur du bâtiment des turbines et les modifications de la protection contre les surpressions dans le bouclier caisson des tranches 1, 3 et 4. La protection contre les surpressions dans le bouclier caisson sera modifiée sur la tranche 2 au cours de l’arrêt aux fins de réfection avant le redémarrage de la tranche, conformément au calendrier du PIMO initial, soit en 2019.

Le personnel de la CCSN a inspecté l’installation et la mise en service du troisième groupe électrogène d’urgence et a confirmé qu’il est conforme aux engagements pertinents dans le PIMO et qu’il respecte les exigences réglementaires en matière d’assurance de l’achèvement, de conception, d’installation, de mise en service et de relève.

Le système d’évacuation de la vapeur du bâtiment des turbines a été mis en service et était disponible pour utilisation en 2017. Le personnel de la CCSN a inspecté le système et a confirmé qu’il est conforme aux engagements pertinents dans le PIMO pour l’installation et la mise en service et qu’il respecte les exigences spécifiques en matière d’assurance de l’achèvement, de conception, d’installation, de mise en service et de relève.

La CCSN et OPG ont établi un protocole visant à clarifier les exigences concernant la remise en service de la tranche 2 et l’élimination des points d’arrêt réglementaires. Ce protocole a été révisé une fois en 2017. Le protocole exige des réunions régulières pour assurer le suivi des progrès de la remise à neuf.

Rapports initiaux d’événement

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a soumis à la Commission deux rapports initiaux d’événement concernant la centrale de Darlington pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018. Ceux-ci sont décrits dans le tableau 15.

Tableau 15 : Rapports initiaux d’événement pour la centrale de Darlington

Objet	Brève description
Moteurs contaminés expédiés à un fournisseur non autorisé Référence 12	En février 2017, quatre moteurs électriques présentant une contamination interne non détectée ont été expédiés de la centrale de Darlington à une installation non autorisée pour réparation. Les quatre moteurs ont été examinés à la centrale de Darlington pour déterminer s’ils étaient contaminés et leur transfert inconditionnel a été approuvé avant l’expédition. Après la détection d’une contamination à l’installation de réparation, les quatre moteurs et les matières contaminées ont été emballés et renvoyés à la centrale de Darlington par des expéditeurs qualifiés, conformément aux procédures d’OPG et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015). Il n’y a eu aucune conséquence pour la sûreté à la suite de cet incident. Le titulaire de permis a pris les mesures nécessaires pour éviter qu’un tel incident ne se reproduise.
Contamination interne Référence 13	En février 2018, deux travailleurs ont été contaminés alors qu’ils travaillaient dans le bâtiment de traitement des déchets de retubage. L’enquête a permis d’établir qu’en raison d’une mauvaise classification du lieu de travail, les travailleurs portaient des vêtements de protection inefficaces contre les dangers radiologiques présents. Les évaluations de la dose ont confirmé que les deux travailleurs ont reçu des doses efficaces engagées de 0,28 mSv et de 0,31 mSv, bien en deçà du seuil d’intervention du titulaire de permis et des limites de dose réglementaires. Le personnel de la CCSN a effectué une inspection réactive et a relevé plusieurs points de non-conformité qui ne respectaient pas les exigences du programme de radioprotection d’OPG. On s’attend à ce qu’OPG fournisse un plan de mesures correctives pour donner suite à ces constats en 2018. Tous les constats faits dans le cadre de l’examen de cet événement par la CCSN seront pris en compte dans les évaluations pour le RSR de 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Aucun rapport initial d’événement concernant l’IGDD n’a été présenté à la Commission pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018.

Programme de conformité

L’effort total annuel de la CCSN pour le programme de vérification de la conformité est présenté à l’annexe G, aux points G.1 et G.7, respectivement pour la centrale de Darlington et l’IGDD. Les inspections réalisées sur le site de Darlington qui ont été prises en compte dans les évaluations de la sûreté du présent RSR figurent à l’annexe J.

3.1.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a déterminé que le système de gestion nucléaire d’OPG au site de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. OPG a terminé le passage à la version de 2012 de la norme N286-F12 du Groupe CSA, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires.

Centrale nucléaire de Darlington

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire du programme de gestion des déchets nucléaires d’OPG pour l’IGDD et a déterminé qu’il respectait les exigences réglementaires applicables. En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection générale de l’IGDD, axée sur le système de gestion d’OPG. Le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté, concernant la clarté et l’application uniforme de la documentation. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait défini adéquatement les structures et les rôles organisationnels, ainsi que les responsabilités au site de Darlington.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la mise en œuvre de l’organisation, des rôles et responsabilités et des interfaces d’OPG à la centrale de Darlington (et à la centrale de Pickering) en ce qui a trait à la documentation et aux unités fonctionnelles internes. Le personnel de la CCSN a relevé des éléments de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la détermination de toutes les interfaces des programmes et la définition des rôles et responsabilités. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait le plan de mesures correctives d’OPG et en surveillait la mise en œuvre par OPG.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme adéquat de gestion du changement à la centrale de Darlington, conforme aux exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Darlington

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le processus de gestion du changement à l’IGDD et a constaté que sa mise en œuvre était inefficace pour ce qui est du processus d’inspection des CSS et de la documentation générique qui est utilisée par toutes les IGD d’OPG, ce qui a donné lieu à un constat d’importance moyenne sur le plan de la sûreté. À la suite de l’inspection, OPG a mis sur pied un comité de gestion du changement chargé de gérer les changements de gouvernance et de processus pour les déchets nucléaires dans toutes les IGD, et elle s’est engagée à appliquer les mesures correctives. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives, ainsi que la mise en œuvre des changements apportés par OPG à l’IGDD.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a jugé qu’OPG a continué de favoriser une saine culture de sûreté au site de Darlington en 2017. La CCSN surveillera la prochaine autoévaluation de la culture de sûreté d’OPG sur le site de Darlington, prévue en 2018, ainsi que les mesures d’amélioration qui seront prises.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) au site de Darlington, conformément à son programme de gestion de la configuration et aux autres exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la gestion de la configuration à la centrale de Darlington et a relevé une lacune de faible importance sur le plan de la sûreté pour ce qui est de s’assurer que l’état de l’équipement et des systèmes est connu en tout temps pendant un arrêt. OPG a remédié à cette lacune en renforçant les exigences en matière de contrôle de la configuration pendant les arrêts. De plus, OPG a examiné la robustesse de ses instructions et s’est engagée à effectuer une autoévaluation lors des arrêts des tranches 3 et 4 en 2018. Le personnel de la CCSN est satisfait du plan de mesures correctives d’OPG, qui devrait être terminé d’ici septembre 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de maintenir et de mettre en œuvre un système de contrôle des documents et de gestion des dossiers à la centrale de Darlington qui est conforme aux exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Darlington

Au cours des inspections effectuées en 2017, le personnel de la CCSN a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté pour ce qui est du contrôle des documents et des dossiers à la centrale de Darlington, en ce qui concerne la traçabilité des documents. Le personnel de la CCSN a examiné les plans de mesures correctives d’OPG et s’est dit satisfait des progrès réalisés à la fin de 2017.

OPG planifiait un nouveau dépôt de documents pour la fin de 2020. En 2018, le personnel de la CCSN examinera cette mise à jour afin de s’assurer qu’elle répond aux exigences applicables.

Installation de gestion des déchets de Darlington

L’inspection, faite par la CCSN, du système de gestion d’OPG a permis de relever des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant le contrôle des documents et des dossiers à l’IGDD. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN a examiné les plans de mesures correctives d’OPG et s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Gestion des entrepreneurs

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a confirmé que les interfaces entre OPG et ses entrepreneurs à la centrale de Darlington étaient planifiées, définies, contrôlées et comprises conformément aux exigences réglementaires applicables. En 2016, lors d’une inspection réactive de la gestion de la qualité et de la surveillance des projets, concernant la gestion des documents et des dossiers des activités de surveillance, le personnel de la CCSN a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté en ce qui concerne la gestion des entrepreneurs à la centrale de Darlington. OPG a élaboré des plans de mesures correctives en 2017 et a corrigé les lacunes à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a conclu que l’interface entre OPG et ses entrepreneurs à l’IGDD ne respectait pas les exigences réglementaires applicables en 2017. L’inspection, faite par la CCSN, du système de gestion d’OPG a révélé que cette dernière n’effectuait plus l’inspection des CSS lors de leur réception, y compris la vérification de l’historique des CSS reçus des fournisseurs, ce qui a effectivement supprimé la surveillance des fournisseurs. OPG a annulé l’inspection de surveillance à la source des CSS aux trois installations de gestion des déchets (IGDD, IGDP et IGDW) en 2014, mais n’a pas incorporé ce changement dans sa documentation interne. Le personnel de la CCSN a jugé qu’il s’agissait d’un constat d’importance moyenne dans le contexte de la gestion des entrepreneurs, mais il a noté que l’importance globale de ce constat sur le plan de la sûreté est faible, car il y a eu plusieurs étapes subséquentes de vérification dans le chargement et le stockage des CSS.

Par conséquent, le personnel de la CCSN a demandé à OPG d’évaluer l’étendue de l’état des CSS reçus après 2014, y compris leur historique, et a interdit le transport de ces CSS jusqu’à ce qu’OPG ait terminé cette évaluation. Le personnel de la CCSN a examiné le plan de mesures correctives d’OPG, qui comportait une évaluation de l’état des CSS en cause, et l’a jugé acceptable. OPG s’est engagée à informer la CCSN des progrès réalisés dans la mise en œuvre des mesures correctives, qui devraient être terminées d’ici 2019. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière de continuité des opérations à la centrale de Darlington et à l’IGDD. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG dispose de plans d’urgence pour maintenir ou restaurer les fonctions critiques de sûreté et d’exploitation en cas de conditions difficiles, notamment une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou une grève.

Définition de problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière de détermination de problèmes et d’OPEX à la centrale de Darlington.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le processus d’enquête sur les événements à la centrale de Darlington et a constaté qu’il respectait les exigences réglementaires. Toutefois, le personnel de la CCSN a constaté que pour certaines catégories d’événements, OPG n’a pas toujours effectué une analyse des causes fondamentales, comme l’exige son programme de mesures correctives. Pour ces événements, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG a effectué une évaluation des causes communes, plutôt qu’une analyse des causes fondamentales.

Le personnel de la CCSN est satisfait des plans de mesures correctives d’OPG et continuera de surveiller leur mise en œuvre en 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continue de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’évaluation, d’amélioration et de gestion du rendement à la centrale de Darlington et à l’IGDD. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation d’importance à présenter concernant la centrale de Darlington ou l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.1.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion de la performance humaine au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’OPG à la centrale de Darlington et à l’IGDD respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation d’importance à présenter pour la centrale de Darlington ou l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un système robuste et bien documenté de formation pour son parc d’installations, s’appuyant sur une approche systématique à la formation (ASF). La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à la centrale de Darlington et à l’IGDD respectait les exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des inspections de vérification de la conformité des programmes de formation des opérateurs nucléaires autorisés et du personnel affecté à la gestion des contrats à la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a également effectué un examen documentaire du programme de formation du personnel du laboratoire de chimie à la centrale de Darlington. Dans tous les cas, le personnel de la CCSN a conclu que les programmes de formation ont été définis et documentés conformément au programme de formation d’OPG fondé sur l’ASF et qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables. Quelques points mineurs de non-respect des procédures, ayant une faible importance sur le plan de la sûreté, ont été relevés en ce qui a trait à la documentation des objectifs de formation et à la façon dont les documents qui décrivent les qualifications de formation sont harmonisés avec la gouvernance. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par OPG pour régler ces cas de non‑conformité.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG a pris, à sa satisfaction, les mesures correctives découlant de l’inspection de vérification de la conformité axée sur la formation effectuée en 2016.

Accréditation du personnel

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’accréditation du personnel d’OPG à la centrale de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports de dotation pour le personnel accrédité, les demandes d’accréditation initiale et les demandes de renouvellement de l’accréditation, et a confirmé que le personnel accrédité à la centrale de Darlington possédait les connaissances et les habiletés requises pour effectuer les tâches en toute sécurité et avec compétence.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD, car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a conclu que les programmes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation du personnel accrédité à la centrale de Darlington respectaient les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection de vérification de la conformité portant sur la façon dont les examens d’accréditation initiale sur simulateur sont effectués. Il a observé un élément de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté, concernant les membres de l’équipe de soutien lors de l’examen qui ne s’acquittaient pas de leurs fonctions dans les jeux de rôles de façon uniforme, conformément aux exigences, pendant la tenue des examens d’accréditation. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par OPG pour éviter qu’une telle situation ne se reproduise.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD, car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Organisation du travail et conception des tâches

Centrale nucléaire de Darlington

L’effectif minimal par quart à la centrale de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

En 2017, il n’y a eu que deux violations aux exigences concernant l’effectif minimal à la centrale de Darlington attribuable aux membres de l’équipe de service, et elles n’ont eu aucune incidence sur la sûreté. Dans un cas, une personne est partie en raison d’une urgence familiale, et dans l’autre cas, une personne s’est déclarée malade en retard.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de l’aptitude au travail à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Le personnel de la CCSN a demandé à OPG de lui présenter un plan de mise en œuvre du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome I : Gérer la fatigue des travailleurs, d’ici le 30 septembre 2017. OPG s’est engagée à mettre pleinement en œuvre ce REGDOC à Darlington d’ici le 1^er janvier 2019. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mise en œuvre d’OPG et surveillera ses progrès.

OPG s’est également engagée à mettre en œuvre le REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, à l’exception des exigences concernant les tests aléatoires, d’ici juillet 2019. La date de mise en œuvre des tests aléatoires est prévue pour décembre 2019. Le personnel de la CCSN surveillera les progrès d’OPG à cet égard.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN a jugé ces plans acceptables, bien qu’il note que leur mise en œuvre pourrait être touchée par des contestations judiciaires.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire pour vérifier l’exactitude des cas de non-conformité concernant la limite du nombre d’heures travaillées par le personnel accrédité à la centrale de Darlington (et à celle de Pickering). Le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformité liés aux processus utilisés pour suivre, surveiller et signaler les cas de non‑conformité relatifs aux heures de travail. À la fin de 2017, OPG s’affairait à élaborer un plan de mesures correctives couvrant à la fois les centrales de Pickering et de Darlington.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.1.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation au site de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Darlington et l’IGDD ont reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables pour la réalisation des activités autorisées à la centrale de Darlington et à l’IGDD. Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a continué d’exploiter la centrale de Darlington et l’IGDD d’une manière sûre et sécuritaire, en tenant adéquatement compte de la santé, de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, de la protection de l’environnement et des obligations internationales.

En 2017, OPG a exploité la centrale de Darlington et l’IGDD dans les limites de ses lignes de conduites pour l’exploitation et de ses exigences de sûreté opérationnelle.

Centrale nucléaire de Darlington

La centrale de Darlington a connu un arrêt imprévu du réacteur, un recul rapide de puissance et deux reculs contrôlés de puissance en 2017. Le personnel de la CCSN a déterminé que l’arrêt du réacteur, le recul rapide de puissance et les reculs contrôlés de puissance ont été correctement contrôlés et que les systèmes de contrôle du réacteur ont amorcé adéquatement la réduction de puissance. Le personnel de la CCSN a vérifié que, pour tous les événements, le personnel d’OPG a suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives appropriées.

Installation d’extraction du tritium

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection de l’IET et a conclu que celle‑ci respectait les exigences réglementaires applicables à son exploitation.

Le personnel de la CCSN a observé que l’IET était exploitée de façon sûre et qu’elle ne dépassait aucune limite de rejets dans l’environnement.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, OPG a traité 63 CSS à l’IGDD. Depuis le début des opérations à l’installation jusqu’à la fin de 2017, OPG a traité et stocké 551 CSS dans l’IGDD.

En 2017, OPG a terminé la construction du BSDR. Avant sa mise en service, le personnel de la CCSN a examiné et accepté les rapports de mise en service du BSDR et a remis un dossier d’acceptation à OPG en novembre 2017. Au 31 décembre 2017, un total de 29 conteneurs chargés de déchets de retubage avaient été transférés de la centrale de Darlington à l’IGDD.

Procédures

OPG dispose d’un mécanisme de gouvernance pour s’assurer que les procédures à la centrale de Darlington et à l’IGDD sont rédigées d’une manière uniforme et utilisable. OPG avait des attentes clairement documentées en ce qui concerne l’utilisation et le respect des procédures, ainsi qu’un processus pour gérer les changements aux procédures au site de Darlington. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la qualité des procédures d’OPG et a conclu qu’elles respectaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Rapport et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a déterminé que les rapports et l’établissement des tendances d’OPG respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires et les attentes applicables en 2017 à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Au cours de l’année de référence, tous les rapports prévus ont été soumis à la CCSN dans les délais prescrits et étaient adéquats. Conformément aux MCP, OPG a signalé au personnel de la CCSN tout au long de la période de référence les changements apportés aux documents. Le personnel de la CCSN a examiné ces changements et fourni des commentaires à OPG, le cas échéant.

Centrale nucléaire de Darlington

OPG a soumis 60 rapports d’événement à la CCSN concernant la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a constaté qu’en 2017, les processus de production de rapports et d’établissement des tendances d’OPG respectaient, voire dépassaient, les exigences réglementaires et les attentes applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a donné suite à tous les événements signalés en prenant des mesures correctives et en analysant les causes fondamentales, le cas échéant.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a reçu d’OPG deux rapports d’événement de faible importance sur le plan de la sûreté concernant l’IGDD. Ces rapports d’événement sont décrits plus en détail dans les sections sur les DSR applicables tout au long du présent RSR.

Rendement de la gestion des arrêts

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a continué de démontrer des niveaux élevés de rendement et d’atteinte des objectifs pendant les arrêts en 2017.

OPG a effectué trois arrêts prévus et cinq arrêts forcés à la centrale de Darlington. OPG a effectué un suivi approprié de tous les arrêts prévus et forcés. Le personnel de la CCSN a déterminé que toutes les activités liées aux arrêts, y compris la gestion des puits de chaleur à la centrale de Darlington, ont été exécutées de façon sûre par le personnel d’OPG.

Le personnel de la CCSN a constaté que la gestion des arrêts par OPG à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les exigences réglementaires et les attentes applicables en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Paramètres d’exploitation sûre

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a exercé ses activités dans les limites des paramètres d’exploitation sûre et respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington en 2017.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le déchargement du combustible pour la remise à neuf de la tranche 2. Il a observé un cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté en ce qui concerne les outils en place pour surveiller la charge thermique de la piscine de combustible usé. Les outils utilisaient une méthode trop prudente, ce qui a entraîné une surestimation de la charge thermique. Le personnel de la CCSN a confirmé que la température dans la piscine était toujours demeurée en deçà des limites de dimensionnement.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des plans de mesures correctives d’OPG et de la date cible de mise en œuvre complète, soit juin 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que la gestion des accidents graves et le rétablissement respectaient les exigences réglementaires applicables pour la centrale de Darlington, et respectaient ou dépassaient ces mêmes exigences pour l’IGDD. Le programme a été mis en œuvre au site de Darlington et comporte une structure organisationnelle qui établit clairement les rôles et les responsabilités de tous les participants au programme.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, la CCSN a entrepris un examen de la documentation des Lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) à la centrale de Darlington, y compris les mises à jour récentes. Cet examen devrait être terminé en 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes d’OPG pour la gestion des accidents et le rétablissement à la centrale de Darlington et à l’IGDD respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

Centrale nucléaire de Darlington

OPG dispose, pour la centrale de Darlington, de manuels pour les incidents anormaux et de procédures d’exploitation d’urgence (PEU), afin de détecter les conditions anormales, d’atténuer les causes des incidents et accidents, de ramener la centrale à un état sûr et contrôlé et d’empêcher que les accidents ne s’aggravent. Le personnel de la CCSN estime qu’OPG a mis en place des mesures adéquates.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.1.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté au site de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Darlington et l’IGDD ont reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que l’analyse déterministe de la sûreté d’OPG prévoyait des marges de sûreté adéquates et respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG dispose d’un programme bien géré pour les analyses déterministes de la sûreté. OPG a poursuivi la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, de la CCSN et le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés. De plus, il examinait le plan de mise en œuvre révisé soumis par OPG en 2017.

En 2017, OPG a présenté une mise à jour de l’analyse des risques d’incendie (ARI) et de l’analyse des arrêts sûrs en cas d’incendie (AASI) pour la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a examiné l’ARI et l’AASI et a déterminé que l’approche et la méthode respectaient les exigences réglementaires applicables.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a maintenu un programme d’analyse de la sûreté qui a été mis en œuvre efficacement à l’IGDD et qui satisfait pleinement les exigences réglementaires applicables. Tous les cinq ans, OPG présente un rapport d’analyse de la sûreté pour l’IGDD qui répertorie efficacement les dangers à l’installation et les mesures mises en place pour contrôler ou atténuer ces dangers. En 2017, OPG a soumis la plus récente version du rapport de sûreté pour l’IGDD, ainsi qu’une annexe à ce rapport, concernant les déchets produits par la remise à neuf. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports et est satisfait des documents mis à jour. Il s’attend à ce que le prochain rapport de sûreté pour l’IGDD soit présenté en 2022.

En 2016, OPG a présenté une mise à jour de l’examen de conformité aux codes et de l’ARI pour l’IGDD. En 2017, le personnel de la CCSN a examiné les documents mis à jour et a déterminé que l’approche et la méthode utilisées étaient conformes à la norme du Groupe CSA N393-F13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires.

Étude probabiliste de sûreté

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé que la centrale de Darlington s’est conformée au document d’application de la réglementation de la CCSN S‑294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, et qu’elle était en cours de transition pour mettre en œuvre le REGDOC‑2.4.2, Analyse de sûreté : Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires de la CCSN. OPG prévoit mettre à jour les modèles d’EPS et démontrer que la centrale de Darlington continuera d’atteindre les objectifs de sûreté tout au long de son projet de remise à neuf visant à prolonger la durée de vie utile de la centrale. La prochaine mise à jour du modèle devrait être présentée en 2020. D’ici là, la centrale de Darlington devrait être entièrement conforme au REGDOC-2.4.2.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement d’OPG en matière d’EPS à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Sûreté-criticité

Ce domaine particulier ne s’applique pas à la centrale de Darlington ni à l’IGDD.

Analyse des accidents graves

Centrale nucléaire de Darlington

OPG continue d’appuyer le programme de R‑D de l’industrie dans le domaine de l’analyse des accidents graves.

En collaboration avec d’autres titulaires de permis, OPG a mis au point un logiciel de simulation d’accidents graves afin d’améliorer ses méthodes d’analyse déterministe des accidents graves dans une centrale à plusieurs tranches. Le personnel de la CCSN a examiné l’analyse et a proposé certaines recommandations, décrites à la section 2.4.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Centrale nucléaire de Darlington

La section 2.4 décrit les travaux des titulaires de permis de centrale nucléaire visant à régler les questions de sûreté restantes de catégorie 3 relatives aux réacteurs CANDU.

Le projet de R‑D visant à établir une méthode pour les besoins en sous-refroidissement du modérateur s’est poursuivi en 2017. OPG a soumis les conclusions d’un comité d’examen des questions d’analyse de sûreté, à la suite de son examen du projet parrainé par la CCSN dans le cadre duquel des expériences d’ébullition par contact sont effectuées pour tester la déformation des tubes de calandre. Le personnel de la CCSN a présenté un rapport provisoire résumant les résultats des expériences et une évaluation de ces résultats. OPG prévoyait régler les questions en suspens au cours de la prochaine période d’autorisation. Cette question a été jugée peu importante sur le plan de la sûreté, car elle n’a eu des incidences que sur les marges de sûreté lors d’accidents hypothétiques dont la probabilité d’occurrence est faible.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

3.1.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que les activités d’OPG relevant du DSR Conception matérielle au site de Darlington répondaient aux objectifs de rendement et aux exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Gouvernance de la conception

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en matière de gouvernance de la conception en 2017 à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

Qualification environnementale

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de qualification environnementale a été mis en œuvre dans toutes les tranches de la centrale de Darlington. OPG a maintenu la viabilité du programme conformément aux exigences réglementaires applicables.

Conception des enveloppes sous pression

Le personnel de la CCSN a observé qu’OPG a continué de mettre en œuvre à la centrale de Darlington un programme complet pour les enveloppes sous pression qui est conforme aux exigences réglementaires applicables.

Facteurs humains dans la conception

OPG a effectué une analyse des lacunes et a élaboré un plan pour mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires, d’ici le 1^er septembre 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre à l’IGDD un programme complet sur les enveloppes sous pression qui est conforme aux exigences réglementaires applicables.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour la centrale de Darlington ou l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour la centrale de Darlington ou l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continue de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des structures à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a continué de surveiller et d’examiner la documentation relative à une mesure de suivi découlant d’une l’inspection effectuée en 2016 sur la préservation du dimensionnement parasismique à la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN est satisfait de la présentation du plan de mesures correctives d’OPG et des mesures prises.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a examiné les rapports de mise en service du BSDR. Il a conclu que les constats étaient conformes aux exigences de modification de la conception du BSDR, aux objectifs de conception, aux normes applicables du Groupe CSA, aux résultats des essais de mise en service et aux critères de vérification de la conformité, le cas échéant. La CCSN a confirmé que les rapports de mise en service étaient acceptables et a autorisé OPG à commencer l’exploitation du BSDR, conformément à la condition 15.2 du permis.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables en matière de conception des systèmes en 2017 à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

Systèmes d’alimentation électrique

Le personnel de la CCSN a conclu que les systèmes d’alimentation électrique de la centrale de Darlington respectaient les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des examens documentaires et un suivi des examens intégrés de la sûreté (EIS) et de l’inspection de vérification de la conformité de 2014. Aucun domaine non conforme n’a été relevé et le personnel de la CCSN a conclu que les systèmes d’alimentation électrique de la centrale de Darlington respectaient les exigences réglementaires applicables.

Conception de la protection-incendie

À la lumière de ses activités continues de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de protection-incendie de la centrale de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables.

Les examens effectués par des tiers indépendants concernant les modifications de conception et l’inspection de l’état du site de l’installation étaient acceptables et n’ont donné lieu à aucun constat majeur. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du niveau de conformité et a conclu que le titulaire de permis continuait de mettre en œuvre un programme complet de protection‑incendie à la centrale de Darlington.

Instrumentation et contrôle

OPG prévoit remplacer les ordinateurs de déclenchement et les ordinateurs de surveillance et d’essai des systèmes d’arrêt d’urgence (SAU) 1 et 2 en 2019. OPG a démontré que le nouveau matériel et le nouveau logiciel de l’ordinateur de déclenchement respectaient les exigences de modification de la conception.La CCSN examinait les rapports en 2017.

Compte tenu de la surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Système de protection-incendie

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet de protection-incendie à l’IGDD, conformément à la norme du Groupe CSA N393-F13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires.

Conception des composants

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des composants à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de la conception des composants à la centrale de Darlington.

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG disposait d’un programme mature d’inspection du combustible des réacteurs. Le rendement du combustible à la centrale de Darlington était acceptable en 2017. Le taux de défectuosités et les résultats des inspections d’OPG étaient conformes à ceux des années précédentes. OPG a été en mesure de gérer adéquatement les problèmes de rendement du combustible tout en préservant la sûreté de ses opérations.

Câbles

En 2017, aucun problème n’a été décelé au cours des activités de vérification de la conformité (c.‑à‑d. lors d’examens documentaires). Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles de la centrale de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.1.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Darlington et l’IGDD ont reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait établi et tenu à jour des programmes d’aptitude fonctionnelle afin de s’assurer que les SSC sont en bon état. Les programmes respectaient les exigences réglementaires applicables et ont été mis en œuvre efficacement à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/performance de l’équipement

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’aptitude fonctionnelle et la performance globale de l’équipement à la centrale de Darlington étaient satisfaisantes et respectaient les exigences réglementaires applicables.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité de la centrale de Darlington respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. Tous les systèmes spéciaux de sûreté des tranches 1 à 4 de Darlington ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD.

Entretien

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017. Le programme d’entretien des centrales nucléaires d’OPG régit également les activités d’entretien préventif et correctif des installations de gestion des déchets.

Centrale nucléaire de Darlington

Le taux moyen d’achèvement des travaux d’entretien préventif des quatre tranches de la centrale de Darlington était de 94 %, ce qui se compare favorablement à la moyenne de l’industrie (88 %). Les retards cumulés au chapitre de l’entretien étaient acceptables et sont indiqués dans le tableau 16 ci‑dessous.

Tableau 16 : Tendances relatives aux retards cumulés au chapitre de l’entretien et aux reports des travaux d’entretien des composants essentiels à la centrale de Darlington, de 2015 à 2017

Paramètre	Nombre moyen de demandes de travail par trimestre et par tranche en 2017			Tendance sur trois ans	Moyenne de l’industrie
	2015	2016	2017
Retards cumulés dans l’entretien correctif	5	6	1	À la baisse	4
Retards cumulés dans l’entretien déficient	75	48	37	À la baisse	94
Reports des travaux d’entretien préventif	9	22	7	Stable	30

Les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif, les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient et le nombre de reports de travaux d’entretien préventif des composants essentiels étaient tous inférieurs à la moyenne de l’industrie et étaient continuellement à la baisse. Le personnel de la CCSN a déterminé que l’importance globale, sur le plan de la sûreté, des retards cumulés et des reports d’entretien des composants essentiels à la centrale de Darlington était négligeable.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a conclu que les SSC importants pour la sûreté de l’exploitation continuaient de respecter les exigences applicables en matière d’intégrité structurale établies dans le dimensionnement ou dans les normes et lignes directrices acceptées par la CCSN à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017.

Centrale nucléaire de Darlington

Dans le cadre de son programme d’inspection périodique, OPG a inspecté l’enveloppe sous pression de la tranche 1 et les composants de confinement des tranches 0, 3 et 4 en 2017. Les inspections de l’enveloppe sous pression ont porté sur des éléments des circuits caloporteurs primaires et des circuits auxiliaires, des conduites d’alimentation et des tubes de force. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports d’inspection d’OPG et s’est dit satisfait des résultats, lesquels indiquaient que tous les éléments inspectés répondaient aux critères d’acceptation du Groupe CSA.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En octobre 2016, OPG a signalé au personnel de la CCSN qu’un CSS avait échoué l’épreuve d’étanchéité initiale et qu’il avait été réparé par la suite. Le personnel de la CCSN a examiné les mesures de suivi d’OPG et a conclu en 2017 que ces résultats n’ont eu aucune incidence sur la sûreté nucléaire et que le titulaire de permis a réagi de façon appropriée.

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion intégrée du vieillissement d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017. OPG a terminé sa transition afin de se conformer au REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Gestion du vieillissement, à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017.

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a confirmé que les plans de gestion du cycle de vie (PGCV) des composants majeurs dépassaient les exigences de base et fournissaient un plan complet d’inspection en service. Par exemple, le PGCV d’OPG pour les canaux de combustible comprenait des stratégies d’atténuation spécifiques dans les cas où les évaluations de l’aptitude fonctionnelle révéleraient des mécanismes de dégradation pour lesquels les critères d’acceptation ne peuvent être respectés avant la fin de la période d’évaluation.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait de programmes adéquats afin de confirmer l’aptitude fonctionnelle des canaux de combustible pour leur exploitation à court terme. OPG a soumis des évaluations techniques des mécanismes de dégradation qui couvraient le court terme et respectaient tous les critères d’acceptation applicables du Groupe CSA. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre du projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible, qui consiste à élaborer les outils d’analyse nécessaires pour démontrer l’aptitude fonctionnelle des tubes de force en vue de leur exploitation continue. Le personnel de la CCSN est satisfait des progrès réalisés (voir la section 2.6 pour plus de détails). De plus, l’annexe H traite plus à fond de l’état actuel et prévu des canaux de combustible et de la validité correspondante des modèles analytiques de la ténacité des tubes de force pour les canaux de combustible à la centrale de Darlington (et dans les autres centrales nucléaires en Ontario).

Installation de gestion des déchets de Darlington

Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler à l’égard de ce domaine particulier à l’IGDD en 2017.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de contrôle chimique d’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017.

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé que la centrale de Darlington avait respecté ses spécifications chimiques en 2017 (voir la section 2.6). De plus, la centrale de Darlington n’a connu aucun événement à déclaration obligatoire lié à la chimie en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a examiné les rapports trimestriels de l’IGDD et a conclu que le rendement de l’installation en matière de contrôle chimique était demeuré acceptable. Il n’y a eu aucun incident de nature chimique à l’IGDD en 2017.

Inspections et essais périodiques

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait de programmes d’inspection périodique adéquats et tenus à jour à la centrale de Darlington pour les composants sous pression et les composants de confinement importants pour la sûreté.

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié si les programmes d’inspection périodique respectaient les exigences réglementaires applicables et a conclu que leur mise en œuvre les respectait.

OPG a mis à jour ses plans d’inspection périodique pour se conformer à la version 2014 de la norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU. La mise en œuvre complète des exigences mises à jour du programme était prévue au plus tard en juillet 2019. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDD, car les exigences concernant les inspections et essais périodiques sont traitées dans le cadre de la gestion du vieillissement à cette installation.

3.1.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit un changement par rapport à la cote « Entièrement satisfaisant » pour la centrale de Darlington et aucun changement pour l’IGDD, par rapport à l’année précédente.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre un programme efficace et bien documenté fondé sur les meilleures pratiques de l’industrie pour maintenir les doses aux personnes au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) à la centrale de Darlington et à l’IGDD. En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG a eu recours à des initiatives ALARA, à la planification du travail, ainsi qu’à la surveillance et au contrôle des doses pour atteindre les objectifs ALARA ambitieux établis par OPG à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, OPG a approuvé un plan ALARA quinquennal pour la centrale de Darlington, plan qui tient compte des leçons apprises et de l’OPEX afin d’établir des objectifs ambitieux dans le but de réduire les doses aux travailleurs à l’avenir. Le personnel de la CCSN a conclu que l’application du principe ALARA à la centrale de Darlington respectait ou dépassait les exigences réglementaires et que la sûreté n’était pas compromise.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié que les expositions aux rayonnements et les doses aux travailleurs à l’IGDD étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et étaient demeurées au niveau ALARA.

Contrôle des doses aux travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de mesurer et d’enregistrer les doses reçues par les travailleurs à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Le personnel de la CCSN a continué d’être très attentif et de faire preuve d’une vigilance accrue en ce qui concerne le contrôle des doses aux travailleurs pendant les activités de remise à neuf de Darlington. La CCSN a mis en place des mesures supplémentaires, y compris le renforcement de la surveillance et des inspections.

Les activités courantes de vérification de la conformité menées en 2017 ont confirmé que le rendement en ce qui concerne le contrôle des doses aux travailleurs à la centrale de Darlington et à l’IGDD était efficace. Les doses de rayonnement reçues par les travailleurs de la centrale de Darlington et de l’IGDD étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection d’OPG. Le personnel de la CCSN n’a observé aucune tendance négative ou exposition imprévues importantes sur le plan de la sûreté qui aurait pu résulter des activités autorisées à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017.

Les données sur les doses reçues par les travailleurs au site de Darlington sont présentées à la section 2.7.

Centrale nucléaire de Darlington

La dose maximale reçue au site de Darlington était de 18,94 mSv, et elle a été reçue par un entrepreneur qui procédait à l’isolation de cloisons, à l’enlèvement de l’armoire d’alimentation et au débranchement du raccord d’alimentation, dans le cadre de la remise à neuf de la tranche 2. Le personnel de la CCSN a jugé que la dose reçue par ce travailleur a été gérée conformément aux processus d’OPG et était bien inférieure à la limite de dose annuelle de 50 mSv.

En 2017, le personnel de la CCSN a relevé deux cas de non-conformité de faible importance. Un de ces cas concernait la démonstration adéquate, par OPG, que les augmentations du niveau de contrôle de l’exposition des travailleurs affectés à la remise à neuf de la tranche 2 étaient maintenues au niveau ALARA. Dans l’autre cas, les travailleurs ne respectaient pas les exigences du programme concernant les soumissions d’échantillons pour les essais biologiques non courants. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des plans de mesures correctives d’OPG pour ces deux cas de non-conformité et il continuera de surveiller leur mise en œuvre en 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

La dose maximale reçue par un travailleur en 2017 à l’IGDD était de 0,80 mSv, soit environ 1,6 % de la limite de dose réglementaire.

Rendement du programme de radioprotection

OPG mesure régulièrement le rendement de son programme de radioprotection par rapport aux cibles, objectifs et buts établis par l’industrie. Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme, qui couvre la centrale de Darlington et l’IGDD, respecte les exigences du Règlement sur la radioprotection. La surveillance exercée par OPG dans la mise en œuvre et l’amélioration de ce programme a permis de protéger efficacement les travailleurs de la centrale de Darlington et de l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, la centrale de Darlington a apporté des changements au programme de radioprotection afin d’en améliorer divers aspects : l’amélioration dans le choix et l’utilisation de l’équipement de protection individuelle, l’utilisation d’instruments portatifs pour mesurer le rayonnement et le transfert inconditionnel de matières à partir des zones radiologiques. Le personnel de la CCSN a relevé que le changement apporté aux procédures de transfert des matières découlait d’un événement de perte de contrôle de la contamination à la centrale de Darlington (voir la description dans la section traitant du contrôle des dangers radiologiques, et le tableau 15). La centrale de Darlington a amélioré son programme de radioprotection afin de prévenir la répétition d’événements semblables.

Installation de gestion des déchets de Darlington

OPG a révisé ses seuils d’intervention pour les installations de gestion des déchets en 2017 afin de s’assurer qu’ils constituent des indicateurs appropriés en cas de perte de contrôle d’un élément du programme de radioprotection d’OPG à l’IGDD. Le personnel de la CCSN a examiné les seuils d’intervention révisés et les a jugés appropriés.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a mis en œuvre des contrôles des dangers radiologiques qui respectaient les exigences réglementaires applicables. Ces mesures ont protégé les travailleurs et ont permis de contrôler la contamination radioactive à l’intérieur des limites du site pour la centrale de Darlington et l’IGDD.

Les activités autorisées à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017 n’ont pas entraîné de dépassement des seuils d’intervention en matière de contrôle de la contamination de surface.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG n’a relevé aucun incident important sur le plan de la sûreté dans ses rapports sur les indicateurs de rendement en matière de sûreté concernant les événements de contamination du personnel et de contamination non fixée.

En 2017, OPG a révisé ses seuils d’intervention concernant le contrôle de la contamination pour le site de Darlington afin de s’assurer qu’ils constituent des indicateurs appropriés en cas de défaillance du programme de radioprotection. Le personnel de la CCSN a examiné les seuils d’intervention révisés et les a jugés appropriés.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformité concernant les exigences d’étiquetage des dangers radiologiques, le contrôle de la contamination pendant l’exécution des travaux menés lors les arrêts ainsi que l’examen et la vérification des résultats des contrôles radiologiques. Le personnel de la CCSN a déterminé que les conditions défavorables relevées ne présentaient pas de risque déraisonnable pour les travailleurs ou l’environnement et qu’OPG avait mis en œuvre des plans de mesures correctives appropriés. Le personnel de la CCSN surveillait les progrès réalisés par OPG pour ce qui est de la mise en œuvre des mesures correctives appropriées visant à corriger efficacement les cas de non-conformité liés à l’examen par des superviseurs et à la vérification des résultats des contrôles radiologiques.

En février 2017, quatre moteurs électriques présentant une contamination interne non détectée ont été expédiés de la centrale de Darlington à une installation non autorisée pour réparation. Ces quatre moteurs avaient fait l’objet d’un examen de contamination à la centrale de Darlington et leur transfert inconditionnel avait été approuvé avant leur expédition. Après la détection de la contamination à l’installation de réparation, les quatre moteurs et les matières contaminées ont été remballés et renvoyés à la centrale de Darlington par des expéditeurs qualifiés, conformément aux procédures d’OPG et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015). Cet incident a été signalé à la Commission en mars 2017 sous forme d’un RIE ^{Référence 12}. Il n’y a eu aucune conséquence pour la sûreté à la suite de cet incident. OPG a pris les mesures nécessaires pour éviter qu’un tel incident ne se reproduise.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a inspecté l’IGDD en novembre 2017 et a émis deux avis de non‑conformité concernant la radioprotection, et en vertu desquels OPG devait examiner les lieux où un contrôle régulier était effectué, et faire un examen de l’étendue de la condition des résultats pour la surveillance du contrôle radiologique des travailleurs.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN a examiné les mesures correctives et est satisfait des progrès réalisés par OPG à ce jour.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué d’assurer la protection du grand public conformément au Règlement sur la radioprotection. La dose estimée à un membre du grand public déclarée pour le site de Darlington était de 0,0007 mSv, soit bien en deçà de la limite de dose annuelle de 1 mSv. Voir la section 2.7 pour de plus amples renseignements.

3.1.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques au site de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Darlington et l’IGDD ont reçu la cote « Entièrement satisfaisant », ce qui constitue une amélioration par rapport à l’année précédente.

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait ou dépassait les exigences à la centrale de Darlington et à l’IGDD pour ce qui est du rendement en matière de santé et de sécurité classiques.

OPG a continué de démontrer sa capacité à protéger les travailleurs contre les accidents du travail dans le cadre de ses activités autorisées à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Le personnel de la CCSN a effectué des inspections à la centrale de Darlington et à l’IGDD et a consigné ses constats sur les pratiques de sécurité et les contrôles employés par OPG pour gérer les dangers classiques. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucun point préoccupant concernant la santé et la sécurité classiques en 2017.

Centrale nucléaire de Darlington

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents (TGA) à la centrale de Darlington est passé de 0,7 en 2016 à 2,23 en 2017, tandis que la fréquence des accidents (FA) a légèrement augmenté, passant de 0,22 en 2016 à 0,28 en 2017 (voir les figures 11 et 12 à la section 2.8). Ces deux indicateurs étaient semblables à la moyenne de l’industrie. En 2017, OPG a signalé un incident entraînant une perte de temps (IEPT). Le personnel de la CCSN a constaté que les deux indicateurs de rendement en matière de sécurité (taux de gravité des accidents et taux de fréquence des accidents) à la centrale de Darlington étaient acceptables.

OPG a signalé des incidents liés à la santé et à la sécurité sur une base continue. Le personnel de la CCSN a examiné les mesures prises par OPG et a conclu qu’elles étaient appropriées.

Installation de gestion des déchets de Darlington

OPG n’a signalé aucun incident lié à la santé et à la sécurité ni aucun IEPT au personnel de la CCSN pour l’IGDD en 2017.

Alors qu’il se trouvait sur place pour des inspections, le personnel de la CCSN a participé à des séances d’information sur la santé et la sécurité avec le personnel et la direction d’OPG, avant de procéder aux inspections. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de ces séances d’information.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques en matière de santé et de sécurité classiques respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017.

Les conditions et pratiques de travail concernant la santé et la sécurité classiques à la centrale de Darlington et à l’IGDD ont continué d’assurer un degré élevé de sécurité du personnel. Le personnel d’OPG à tous les niveaux faisait preuve d’une attitude proactive afin de prévoir les dangers liés au travail et de prévenir les conditions non sécuritaires. L’environnement de travail continue d’en être un où les pratiques sécuritaires sont encouragées. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG disposait de procédures appropriées à la centrale de Darlington et à l’IGDD pour s’assurer que l’environnement et la santé des personnes sont protégés contre les matières dangereuses.

Centrale nucléaire de Darlington

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire en 2017, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN a observé des pratiques de travail sûres lors des inspections à l’IGDD. Un indicateur positif à cet égard est l’utilisation du programme d’analyse des dangers professionnels, lequel précise l’engagement d’OPG à effectuer des visites pré-inspection des tâches et des chantiers, à répertorier les procédures d’urgence pour ces tâches, à déterminer le niveau minimal d’équipement de protection individuelle requis et à répertorier les permis ou autorisations de travail requis avant le début des travaux.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en matière de sensibilisation en 2017 à la centrale de Darlington et à l’IGDD. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de maintenir un lieu de travail sûr à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a observé que les locaux étaient propres et bien entretenus à la centrale de Darlington, bien que dans certains cas, l’équipement et le matériel transitoire étaient mal entreposés; problème corrigé par OPG.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.1.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Protection de l’environnement au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Contrôle des effluents et des rejets

Le personnel de la CCSN a examiné tous les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau déclarés pour le site de Darlington et a confirmé qu’ils étaient demeurés sous les limites réglementaires et les seuils d’intervention. Les rejets de la centrale de Darlington et de l’IGDD sont présentés à la figure 15 sous forme de fractions des limites de rejet dérivées (LRD) applicables. Les valeurs réelles des rejets et des LRD pour le site de Darlington sont présentées à l’annexe I.

Figure 15 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
DNGS	0.4068%	0.0165%	0.0107%	0.0333%	0.0039%	0.4000%	0.0106%	0.0366%	0.0002%

En 2017, OPG a entièrement mis en œuvre la norme du Groupe CSA N288.3.4-F13, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires, à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG avait établi et mis en œuvre un système de gestion de l’environnement (SGE) à l’échelle de l’organisation, conformément au REGDOC‑2.9.1 de la CCSN, Protection de l’environnement : Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement (2013), pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires à la centrale de Darlington et à l’IGDD, et pour veiller à ce que ces activités soient menées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement. Le SGE a également été homologué selon la norme 14001:2015 de l’ISO, Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation ^{Référence 8}. Comme il est homologué, le SGE fait l’objet de vérifications et d’examens périodiques indépendants, effectués par des tiers, pour vérifier son caractère suffisant et relever les aspects à améliorer.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale fournies par OPG pour le site de Darlington et a conclu que le grand public et l’environnement à proximité du site étaient protégés. OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Le personnel de la CCSN a effectué une surveillance environnementale indépendante autour du site de Darlington en 2017; voir à ce sujet la section 2.9 pour une description du Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE). Les résultats sont disponibles sur la page Web du PISE de la CCSN. Selon les résultats du PISE, le grand public et l’environnement à proximité du site de Darlington étaient protégés et on ne prévoyait aucun impact sur la santé.

OPG a mis en place un plan de transition visant à appliquer les exigences de la norme du Groupe CSA N288.7-F15, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, à la centrale de Darlington et à l’IGDD d’ici le 31 décembre 2020. Le personnel de la CCSN a jugé que la date de mise en œuvre était acceptable.

Protection du public

Le personnel de la CCSN a confirmé que le grand public autour du site de Darlington était protégé et qu’il n’y avait aucun impact prévu sur la santé. Aucun rejet déclaré de substances dangereuses, provenant du site de Darlington, n’a dépassé les limites réglementaires en 2017.

La dose au public est traitée à la section 3.1.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre et de maintenir un programme efficace d’évaluation et de gestion des risques environnementaux au site de Darlington, conformément aux exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a examiné l’évaluation des risques environnementaux (ERE) pour le site nucléaire de Darlington, réalisée en 2016 et couvrant la centrale de Darlington et l’IGDD. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait pris des mesures adéquates pour protéger la santé humaine et l’environnement, et que l’ERE était conforme à la norme du Groupe CSA N288.6, Évaluations des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium.

3.1.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de maintenir des capacités complètes d’intervention en cas d’urgence classique, nucléaire et d’incendie qui respectaient en tout temps les exigences réglementaires applicables au site de Darlington. Cela comprenait le personnel et l’équipement pour les situations et les événements médicaux mettant en cause des matières dangereuses (HAZMAT), la recherche et le sauvetage, ainsi que les interventions en cas d’incendie.

L’équipe d’intervention d’urgence (EIU) à la centrale de Darlington intervient en tout temps en cas d’événements dans la zone protégée de la centrale de Darlington. À Darlington, l’EIU fournit des services d’enquête en dehors des heures de travail et répond aux alarmes d’incendie dans la zone protégée de l’IGDD.

OPG a conclu une entente écrite avec la municipalité de Clarington pour obtenir de celle‑ci des services d’intervention d’urgence avec l’appui du personnel sur le site, à l’intérieur des limites du site de Darlington, mais à l’extérieur de la zone protégée de la centrale de Darlington pour ce qui est des incendies, des urgences médicales, des opérations de sauvetage et des accidents mettant en cause des marchandises dangereuses. Le soutien sur le site est assuré par le personnel des opérations, de la sécurité et de l’EIU.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’égard de ce domaine particulier pour la centrale de Darlington ou l’IGDD en 2017.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

OPG a continué de soutenir les organisations de gestion des urgences hors site, ainsi que ses engagements en la matière, en 2017.

Le programme de préparation aux urgences nucléaires d’OPG est documenté dans le Plan global d'intervention en cas d'urgence nucléaire (PGIUN) qui régit le site de Darlington.

Des cours de formation et des exercices ont lieu chaque année au site de Darlington afin de s’assurer que tous les secteurs du site disposent d’une capacité adéquate de notification ou d’intervention en cas d’urgence, soit par l’EIU, soit par les services d’urgence de la municipalité de Clarington.

Centrale nucléaire de Darlington

OPG a mis en œuvre en septembre 2017 la version 1 du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2014), à la centrale de Darlington.

En 2017, OPG a terminé la mise en œuvre d’un système de transfert automatique des données en temps réel pour la centrale de Darlington, qui fournit rapidement au personnel du Centre des mesures d’urgence de la CCSN des renseignements sur la centrale en cas d’urgence nucléaire.

En septembre 2017, le personnel de la CCSN a inspecté un exercice d’intervention d’urgence à la centrale de Darlington. L’inspection a permis de relever un cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la transmission des résultats de l’enquête aux parties intéressées externes concernées. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mesures correctives d’OPG, qui prévoyait fournir des mises à jour sur la mise en œuvre du plan au personnel de la CCSN en novembre 2018.

Installation de gestion des déchets de Darlington

L’IGDD dispose d’un programme d’urgence qui comprend des procédures d’intervention en cas d’urgence radiologique. OPG intègre également le PGIUN à ses exigences en matière d’intervention nucléaire sur le site.

OPG dispose actuellement d’un plan de transition pour la mise en œuvre des exigences du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, version 2 (2016), à l’IGDD d’ici le 31 décembre 2018. Le personnel de la CCSN a jugé cette date de mise en œuvre acceptable.

Préparation et intervention en cas d’incendie

La centrale de Darlington dispose d’un important programme d’exercices et de formation en cas d’incendie, qui comprend l’Académie de formation à la lutte contre les incendies qui est située à Wesleyville (Ontario), où l’on donne de la formation sur les incendies réels aux membres de l’EIU de Darlington et du service municipal des incendies de Clarington.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué plusieurs inspections à la centrale de Darlington pour vérifier le degré de conformité du programme de protection-incendie. Le personnel de la CCSN a relevé un certain nombre de cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant le stockage des matières radioactives, les permis de source d’inflammation et l’attribution des espaces pour les matières combustibles transitoires. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mesures correctives d’OPG et surveillera sa mise en œuvre, prévue en avril 2018.

En plus des activités de vérification de la conformité de la CCSN, la centrale de Darlington est tenue de faire effectuer des examens, par des tiers experts, notamment une inspection annuelle de l’état de la centrale, une vérification semestrielle des exercices d’incendie et une vérification triennale du programme de protection-incendie.

En intégrant dans le programme d’exercices et de formation les résultats des constats de la CCSN et les observations et recommandations des examens réalisés par des tiers, le rendement de l’EIU a continué de s’améliorer.

Installation de gestion des déchets de Darlington

OPG dispose d’un programme d’urgence à l’IGDD, qui comprend l’intervention de base en cas d’incendie permettant au personnel de l’installation d’intervenir en cas d’incendie mineur et de le combattre avec des extincteurs d’incendie.

Le 23 février 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDD, à savoir l’omission d’inspecter les enseignes de sortie de l’installation. OPG a déclaré qu’aucun effet ou impact immédiat sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou le maintien de la sécurité n’a résulté ou n’aurait pu résulter de cette situation. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures prises par OPG et a par la suite clos l’événement.

Le 4 avril 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement survenu à l’IGDD, à savoir une perte d’eau d’extinction pendant l’entretien courant du système d’extinction. OPG a déclaré que cette situation n’a donné lieu ou n’aurait pu donner lieu à aucun effet ou impact immédiat sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou le maintien de la sécurité. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par OPG et a par la suite clos l’événement.

3.1.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des déchets au site de Darlington respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Darlington a reçu la cote « Entièrement satisfaisant » et l’IGDD a reçu la cote « Satisfaisant », soit les mêmes que l’année précédente.

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que la caractérisation des déchets d’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a continué d’utiliser des programmes efficaces de caractérisation des déchets radioactifs et dangereux à la centrale de Darlington et à l’IGDD en 2017. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucun point important à signaler à l’égard de ce domaine particulier pour la centrale de Darlington ou l’IGDD en 2017.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets d’OPG visant à réduire au minimum les déchets radioactifs respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Les activités de gestion des déchets réalisées à l’IGDD génèrent une quantité minime de déchets radioactifs. Néanmoins, OPG s’est donnée comme objectif de réduire au minimum la production de déchets radioactifs découlant des activités opérationnelles. Les volumes annuels s’élèvent à moins d’un fût qui est envoyé à la centrale de Darlington pour y être trié au besoin, et éventuellement transporté à l’IGDW pour y être traité et stocké.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets d’OPG respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a continué d’employer des pratiques efficaces de gestion des déchets radioactifs et dangereux sur le site de Darlington en 2017.OPG a eu recours à des procédures de gestion des déchets pour s’assurer que les déchets produits à l’installation étaient triés de façon appropriée.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Au 31 octobre 2017, OPG respectait entièrement les exigences des normes du Groupe CSA N292.0-F14, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, N292.2-F13, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié et N292.3-F14, Gestion des déchets faiblement et moyennement radioactifs, à l’IGDD.

Plans de déclassement

Les plans préliminaires de déclassement (PPD) de la centrale de Darlington et de l’IGDD respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

En 2017, OPG a révisé les PPD de toutes ses installations pour la période se terminant en 2022. OPG a choisi une stratégie de déclassement différé pour la centrale de Darlington et une stratégie de déclassement immédiat pour l’IGDD, une fois le déclassement de la centrale de Darlington terminé. Les garanties financières connexes sont décrites à la section 2.15.

3.1.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Sécurité au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour ce qui est des installations et de l’équipement à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie sur le site de Darlington. Aucune défaillance importante de l’équipement n’a été signalée en 2017. OPG dispose de processus adéquats pour empêcher les événements touchant la sécurité à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

OPG a apporté des améliorations au programme d’entretien préventif de la centrale de Darlington en 2017 afin de s’assurer qu’il dispose d’un personnel adéquatement formé pour entretenir efficacement l’équipement de sécurité.

Cybersécurité

OPG maintient un programme de cybersécurité à la centrale de Darlington. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme respectait les exigences réglementaires applicables.Aucun événement touchant la cybersécurité n’a été signalé en 2017.

OPG mettra à jour, d’ici le 30 novembre 2019, son programme de cybersécurité pour la centrale de Darlington afin de se conformer à la norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés en 2017.

Installation de gestion des déchets de Darlington

OPG a mis en place à l’IGDD des systèmes de protection physique et un programme de sécurité appropriés pour une installation nucléaire à sécurité élevée.

Le personnel de la CCSN a inspecté la sécurité à l’IGDD en 2017 et a présenté à OPG un avis de non‑conformité présentant un faible risque. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives qui ont été prises et a jugé que l’inspection était close.

Le personnel de la CCSN a confirmé que l’IGDD a mis à jour ses procédures d’exploitation en matière de sécurité et s’est assurée que ses plans d’urgence continuaient de répondre à la menace de référence, telle qu’elle a été approuvée par la CCSN.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’intervention à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

Centrale nucléaire de Darlington

OPG dispose d’agents de sécurité nucléaire pour intervenir en cas d’incidents de sécurité et pour effectuer des patrouilles régulières à la centrale de Darlington.

Une inspection effectuée par le personnel de la CCSN a permis de conclure que certains éléments de la force d’intervention n’ont pas atteint tous les objectifs de rendement décrits dans le manuel d’exercices d’OPG. Plusieurs constats de faible importance ont été faits, notamment certaines personnes ont eu de la difficulté à utiliser leur formation, et par la suite, à prendre des décisions. OPG s’efforcera de mettre en œuvre des mesures correctives appropriées pour régler efficacement les points en souffrance.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait mis en œuvre à la centrale de Darlington et à l’IGDD des pratiques de sécurité qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

OPG dispose de procédures à la centrale de Darlington et à l’IGDD pour guider le personnel de la centrale et le personnel de la sécurité dans leurs pratiques de sécurité.

Centrale nucléaire de Darlington

En 2017, ce domaine a été touché par des événements à déclaration obligatoire, concernant le non‑respect des procédures de sécurité. Il y a eu quelques problèmes dans le domaine de la sensibilisation à la sécurité. Toutefois, le personnel de la CCSN a conclu que ces problèmes présentaient une faible importance sur le plan de la sûreté pour ce domaine particulier et qu’OPG mettait en œuvre les mesures correctives appropriées.

OPG a présenté un plan de mise en œuvre détaillé afin de satisfaire aux nouvelles exigences en matière de contrôle de la sécurité, et le personnel de la CCSN l’a jugé acceptable.

Installation de gestion des déchets de Darlington

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDD à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Darlington et à l’IGDD. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’égard de ce domaine particulier pour la centrale de Darlington ou l’IGDD en 2017.

3.1.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération au site de Darlington respectait les objectifs de rendement et toutes les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé que la comptabilité et le contrôle des matières nucléaires d’OPG à la centrale de Darlington et à l’IGDD étaient conformes aux exigences réglementaires applicables en 2017.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’accès et d’assistance à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a accordé à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) un accès adéquat et une aide appropriée pour les activités liées aux garanties, y compris les inspections et l’entretien de l’équipement à la centrale de Darlington et à l’IGDD, conformément aux accords de garanties entre le Canada et l’AIEA et les conditions des permis des installations.

Centrale nucléaire de Darlington

L’AIEA n’a pas effectué de vérification de l’inventaire physique à la centrale de Darlington en 2017. Le personnel de la CCSN a effectué une évaluation de l’état de préparation à la centrale de Darlington en vue d’une vérification de l’inventaire physique par l’AIEA. Le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Darlington était bien préparée pour une éventuelle vérification de l’inventaire physique par l’AIEA.

En 2017, l’AIEA a effectué une inspection aléatoire à court préavis et trois inspections inopinées à la centrale de Darlington afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer qu’il n’y avait aucune matière ou activité nucléaire non déclarée.

En octobre 2017, OPG a accordé l’accès à l’AIEA et lui a fourni une assistance en vue d’une étude du site visant à déterminer les emplacements possibles d’équipements de surveillance supplémentaires de l’AIEA dans la zone de la piscine de stockage du combustible usé, afin d’optimiser l’approche actuelle en matière de garanties à cette installation.

Installation de gestion des déchets de Darlington

En 2017, l’AIEA a effectué quatre inspections inopinées à l’IGDD afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer qu’il n’y avait aucune matière ou activité nucléaire non déclarée. OPG a fourni l’accès et le soutien nécessaires à ces inspections, et l’AIEA a informé la CCSN que les résultats des inspections étaient satisfaisants.

L’AIEA n’a pas effectué de vérification de l’inventaire physique à l’IGDD en 2017. Le personnel de la CCSN a effectué une évaluation de l’état de préparation d’OPG en vue d’une vérification de l’inventaire physique à l’IGDD. Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG était bien préparée pour une éventuelle vérification de l’inventaire physique par l’AIEA à l’IGDD en 2017.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information sur les opérations et la conception à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

OPG a soumis à la CCSN son programme opérationnel annuel, accompagné de mises à jour trimestrielles sur la centrale de Darlington et l’IGDD, dans les délais prévus. OPG a également soumis à la CCSN, dans les délais prévus, les mises à jour annuelles des renseignements conformément au Protocole additionnel de l’AIEA. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des renseignements fournis et a conclu qu’ils respectaient les exigences de la CCSN en matière de soumission de documents.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables concernant l’équipement en matière de garanties, le confinement et la surveillance à la centrale de Darlington et à l’IGDD. OPG a appuyé les activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA sur le site de Darlington, y compris l’entretien courant de l’équipement de surveillance, pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties à la centrale de Darlington et à l’IGDD.

3.1.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport au site de Darlington atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Darlington et à l’IGDD, soit la même que l’année précédente.

Conception et entretien des colis, emballage et transport, enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme d’emballage et de transport à la centrale de Darlington et à l’IGDD qui assure la conformité au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Aucun événement lié à l’emballage ou au transport n’a été signalé en 2017.

OPG a assuré un niveau de sûreté équivalent autant pour le transport des substances nucléaires sur le site que pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sécurité des travailleurs et du public ainsi que l’environnement.

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’égard de ce domaine particulier pour la centrale de Darlington ou l’IGDD en 2017.

3.1.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

OPG a poursuivi ses communications régulières au sujet du site de Darlington afin d’informer les résidents et les parties intéressées sur l’installation et, en particulier, l’avancement du projet de remise à neuf.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information et de divulgation publiques et a fourni suffisamment de renseignements sur l’état du site de Darlington au moyen de diverses activités de communication, notamment en participant à des activités communautaires, en offrant des visites de l’installation, en mettant constamment à jour son site Web et en utilisant les médias sociaux.

Relations avec les Autochtones

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG dispose d’un programme approprié de mobilisation des Autochtones. Tout au long de l’année 2017, OPG a rencontré les communautés et organisations autochtones intéressées, en particulier les Premières Nations signataires des Traités Williams, les Mohawks de la Baie de Quinte et la Nation métisse de l’Ontario, et a partagé avec celles-ci de l’information.

Les sujets d’information et de discussion comprenaient les activités actuelles d’OPG à la centrale de Darlington et l’avancement des travaux de remise à neuf, l’IGDD, la protection de l’environnement et le rendement à cet égard, les résultats et la participation au programme de surveillance, ainsi que l’impaction et l’entraînement des poissons.

3.2 Pickering

L’évaluation en matière de sûreté présentée ci-dessous pour chaque DSR est propre à l’installation évaluée. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2. Les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour le site de Pickering, en date de décembre 2017, sont énumérés à l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de la sûreté

Le site de Pickering se trouve à Pickering (Ontario) et comprend la centrale nucléaire de Pickering et l’installation de gestion des déchets de Pickering (IGDP). Dans son évaluation en matière de sûreté du site de Pickering en 2017, le personnel de la CCSN a attribué les cotes de rendement indiquées dans le tableau 17. D’après ses observations et les évaluations des DSR, le personnel de la CCSN a conclu que la centrale de Pickering et l’IGDP ont été exploitées de manière sûre. La cote globale pour la centrale de Pickering était « Entièrement satisfaisant », soit la même que la cote globale attribuée à la centrale en 2016. La cote globale pour l’IGDP était « Satisfaisant », soit la même qu’en 2016.

Tableau 17 : Cotes de rendement attribuées au site de Pickering en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Cote de la centrale de Pickering	Cote de l’IGDP
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	ES	SA
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote globale	ES	SA

Légende :

   
• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

3.2.0 Introduction

Le site de Pickering est situé sur la rive nord du lac Ontario, à Pickering (Ontario), à 32 kilomètres au nord-est de Toronto et à 21 kilomètres au sud-ouest d’Oshawa. La CCSN réglemente la centrale de Pickering et l’IGDP en vertu de deux permis distincts et indépendants – un permis d’exploitation d’un réacteur de puissance pour la centrale de Pickering et un permis d’exploitation d’une installation de déchets pour l’IGDP. Les installations sont détenues et exploitées par OPG.

Centrale nucléaire de Pickering

La centrale de Pickering comprend huit réacteurs CANDU. Les tranches 1, 2, 3 et 4 sont entrées en service en 1971. Les tranches 2 et 3 ont été vidées de leur combustible en 2008 et demeurent dans un état d’arrêt sûr. Il n’est pas prévu de les remettre en service. Les tranches 5, 6, 7 et 8 de la centrale de Pickering continuent de fonctionner de façon sûre depuis leur mise en service en 1983.

Chaque réacteur en exploitation des tranches 1 et 4 a une puissance électrique brute de 542 MWé (mégawatts électriques). Chaque réacteur en exploitation des tranches 5 à 8 a une puissance électrique brute de 540 MWé.

En 2010, OPG a annoncé que la centrale de Pickering poursuivrait ses activités jusqu’à sa fermeture en 2020. En janvier 2016, la province de l’Ontario a demandé à OPG de planifier la poursuite de ses activités au‑delà de 2020. En 2017, OPG a demandé un permis à la CCSN pour poursuivre ses activités commerciales jusqu’en décembre 2024.

Installation de gestion des déchets de Pickering

À l’IGDP, OPG traite et stocke les CSS contenant du combustible nucléaire usé (déchets radioactifs de haute activité), produits uniquement à la centrale de Pickering. OPG gère également les déchets radioactifs de moyenne activité produits lors de la remise à neuf des tranches 1 à 4 de la centrale de Pickering (auparavant appelées centrale de Pickering‑A) dans 34 modules de stockage à sec en surface situés dans la zone de stockage des composants de retubage (ZSCR) de l’IGDP. La ZSCR est fermée et ne peut recevoir de nouveaux déchets radioactifs de moyenne activité.

L’IGDP couvre deux zones distinctes, soit les phases I et II, à l’intérieur des limites globales du site de Pickering. La phase I est située à l’intérieur de la zone protégée de la centrale de Pickering et comprend un bâtiment de traitement des CSS, deux bâtiments de stockage des CSS (bâtiments de stockage 1 et 2) et la ZSCR. La phase II de l’IGDP est située au nord-est de la phase I et est contenue à l’intérieur de sa propre zone protégée, séparée de la zone protégée de la centrale de Pickering mais se trouvant à l’intérieur des limites du site de Pickering. La phase II renferme le bâtiment de stockage 3. L’IGDP a une capacité de stockage de 1 156 CSS. Le transfert des CSS chargés de la phase I à la phase II de l’IGDP est réalisé sur la propriété d’OPG avec une escorte de sécurité.

OPG est autorisée, en vertu du permis d’exploitation de l’IGDP, à construire trois bâtiments additionnels de stockage des CSS dans la zone de la phase II – les bâtiments de stockage 4, 5 et 6 – et un bâtiment de traitement des CSS pour remplacer le bâtiment actuel. Des bâtiments de stockage additionnels permettraient à OPG de stocker tout le combustible usé produit à la centrale de Pickering jusqu’à la fin proposée de sa durée de vie commerciale (2024), et le nouveau bâtiment de traitement des CSS doublerait presque la capacité de traitement de l’IGDP, qui passerait de 50 CSS par année à environ 100 CSS par année.

Délivrance de permis

Centrale nucléaire de Pickering

Le permis d’exploitation de la centrale devait prendre fin le 31 août 2018. En août 2017, OPG a soumis une demande à la CCSN pour le renouvellement de son permis d’exploitation ^{Référence 14} pour une période de 10 ans, ce qui comprend la fin de l’exploitation commerciale le 31 décembre 2024. Cette période d’autorisation couvrirait trois phases d’activités opérationnelles : la poursuite de l’exploitation commerciale jusqu’au 31 décembre 2024, une phase de stabilisation (retrait du combustible et assèchement après la fermeture) d’environ trois à quatre ans, et le début du stockage sûr pour les tranches 1, 4 et 5 à 8.

MISE À JOUR : La partie I de l’audience publique a eu lieu le 4 avril 2018. La partie II de l’audience publique s’est tenue du 25 au 29 juin 2018. En août, la Commission a annoncé sa décision de renouveler le permis d’OPG pour la centrale de Pickering, soit du 1^er septembre 2018 jusqu’au 31 août 2028.

Dans une demande distincte présentée en avril 2017, OPG a demandé à la Commission de modifier son permis d’exploitation pour permettre l’importation et l’exportation de substances nucléaires présentes principalement sous forme de contaminants dans la lessive, les emballages, le blindage ou l’équipement. Ces activités étaient déjà autorisées en vertu d’un permis de possession temporaire (PPT). Le personnel de la CCSN a déterminé que la modification proposée au permis d’exploitation n’avait aucune incidence sur la sûreté et qu’elle ne modifierait pas la portée des activités d’importation et d’exportation déjà autorisées en vertu du PPT ^{Référence 15}. Le 26 octobre 2017, la Commission a modifié la partie IV du permis d’exploitation pour y inclure l’importation et l’exportation de substances nucléaires autorisées.

Installation de gestion des déchets de Pickering

En octobre 2016, OPG a présenté à la CCSN une demande de renouvellement du permis de l’IGDP ^{Référence 16} pour une période d’environ 11 ans, jusqu’au 31 août 2028. Une audience publique sur le renouvellement du permis a eu lieu à Ottawa le 13 avril 2017.

MISE À JOUR : Le 1^er avril 2018, la Commission a renouvelé le permis d’exploitation de l’IGDP pour la période du 1^er avril 2018 au 31 août 2028.

Manuel des conditions de permis

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, une révision a été apportée au manuel des conditions de permis (MCP) afin d’y incorporer les détails de la modification du permis d’exploitation autorisant l’importation et l’exportation du linge contaminé. Cette révision comprenait également d’autres modifications administratives et techniques (voir l’annexe F).

Le personnel de la CCSN a rédigé une nouvelle ébauche du MCP dans le cadre du renouvellement du permis d’exploitation de la centrale.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le permis d’exploitation de l’IGDP n’était pas accompagné d’un MCP en 2017.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN a délivré un MCP associé au permis de l’IGDP en juin 2018, dans le cadre du renouvellement de son permis d’exploitation.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

Centrale nucléaire de Pickering

En mai 2015, OPG a connu un événement épisodique d’impaction de poissons à la centrale de Pickering, qui a touché une biomasse estimée entre 5 410 et 6 428 kg. Pêches et Océans Canada a mené une enquête et a envoyé une lettre à OPG dans laquelle le ministère exigeait qu’OPG présente une demande d’autorisation en vertu de l’alinéa 35(2)b) de la Loi sur les pêches.

En juillet 2017, OPG a présenté sa demande à Pêches et Océans Canada. Après l’examen de la demande par Pêches et Océans Canada, OPG a présenté une demande révisée en décembre 2017.

MISE À JOUR : Le 11 janvier 2018, Pêches et Océans a délivré l’autorisation, valide jusqu’en décembre 2028.

L’autorisation exige également qu’OPG installe chaque année, au plus tard le 1^er mai, un filet de retenue pour le système de déviation du poisson et qu’elle le maintienne en place de manière fonctionnelle jusqu’au 1^er novembre afin de prévenir et d’atténuer les dommages graves causés aux poissons. Cependant, comme Pêches et Océans Canada a déterminé qu’il était probable que les poissons subissent des dommages graves, même après l’installation du filet de retenue, l’autorisation exige aussi qu’OPG compense les impacts résiduels par les mesures suivantes :

• Projet de création d’un habitat en zones humides à Big Island (environ 7,6 ha provenant de la banque d’habitats déjà existante du complexe des zones humides de Big Island)
• Projet de création d’un habitat en zones humides à Simcoe Point (remise en état de Simcoe Point pour créer une zone humide riveraine de 4,6 ha)
• Contribution à l’ensemencement dans le cadre du Programme de rétablissement du saumon atlantique dans le lac Ontario (ensemencement d’environ 1 500 kg de saumon atlantique en équivalent de poissons d’un an dans le ruisseau Duffins)

Bilan périodique de la sûreté

La CCSN a demandé à OPG d’effectuer un bilan périodique de la sûreté (BPS) pour s’assurer que l’exploitation, l’état et les programmes de la centrale de Pickering sont conformes, dans la mesure du possible, aux codes et aux normes modernes, et que des dispositions sont prises pour améliorer l’exploitation sûre continue de la centrale nucléaire.

OPG a effectué le BPS conformément au REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de sûreté, de la CCSN. Pour réaliser le BPS, OPG s’est appuyée sur les résultats de plusieurs BPS antérieurs, notamment les travaux effectués à l’appui de la remise en service des tranches 1 et 4, l’examen intégré de la sûreté (EIS) réalisé en 2009 pour la centrale de Pickering‑B, ainsi que l’EIS pour Darlington qui a été achevé en 2015. Les constats du BPS ont été pris en compte sous forme de mesures d’amélioration de la sûreté, dans le cadre d’un plan intégré de mise en œuvre (PIMO). Le personnel de la CCSN a assorti le permis proposé d’une condition exigeant qu’OPG exécute le PIMO. Le BPS couvrait les phases d’exploitation et de stabilisation, ainsi que le début de la phase de stockage sûr. La CCSN a jugé que des dispositions adéquates étaient en place pour assurer l’aptitude fonctionnelle des systèmes importants pour la sûreté, requis pour chaque phase (y compris au moment du passage de l’arrêt définitif à la phase de stabilisation, et de la phase de stabilisation au stockage sûr sous surveillance).

Mission de l’équipe d’examen de la sûreté de l’exploitation à la centrale de Pickering

En 2016, l’Équipe d’examen de la sûreté d’exploitation (OSART) de l’AIEA a mené une mission pour évaluer le rendement de la centrale de Pickering en matière de sûreté de l’exploitation, par rapport aux normes de sûreté de l’AIEA. Les missions OSART donnent aux États membres de l’AIEA l’occasion de partager les meilleures pratiques et d’appuyer l’amélioration continue de leurs opérations. L’équipe d’examen multidisciplinaire internationale a évalué les domaines suivants :

• leadership et gestion en matière de sûreté
• formation et qualifications
• opérations
• entretien
• soutien technique
• rétroaction OPEX
• radioprotection
• chimie
• mesures et interventions d’urgence
• gestion des accidents
• interactions humain-technologie et organisation
• opérations à long terme
• transition vers le déclassement

L’équipe OSART a conclu que la direction de la centrale de Pickering était déterminée à améliorer sa sûreté et sa fiabilité opérationnelle. L’équipe a relevé 8 bonnes pratiques et a formulé 11 suggestions et 10 recommandations. Le rapport final de l’OSART est disponible sur le site Web de la CCSN.

OPG a élaboré des stratégies d’amélioration et a établi des plans d’action pour toutes les suggestions et recommandations. Toutes les mesures correctives visant à donner suite aux constats concernant la sûreté avaient été prises à la fin de 2017, à l’exception des recommandations concernant la gestion des tests de dépistage de l’alcool et des drogues chez le personnel clé ayant des rôles importants pour la sûreté. OPG a donné suite à la recommandation d’inclure les tests de dépistage de l’alcool et des drogues sans motif valable, dans le cadre de la mise en œuvre du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, qui prévoit des tests aléatoires de dépistage de l’alcool et des drogues. La section 3.2.2 contient de plus amples renseignements sur la mise en œuvre du REGDOC-2.2.4.

Le personnel de la CCSN a examiné le rapport de la mission OSART et a confirmé que, pour ce qui est des domaines liés aux suggestions et aux recommandations, la centrale de Pickering demeure conforme aux exigences réglementaires applicables. Une mission de suivi de l’AIEA était prévue en 2018 afin d’évaluer les progrès des mesures prises par OPG pour donner suite aux suggestions et aux recommandations.

Rapports initiaux d’événement

Aucun rapport initial d’événement portant sur le site de Pickering n’a été soumis à la Commission pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018.

Programme de conformité

Les efforts déployés par la CCSN dans le cadre de son programme annuel de vérification de la conformité sont présentés à l’annexe G pour la centrale de Pickering et l’IGDP (G.2 et G.8, respectivement). Les inspections effectuées sur le site de Pickering qui ont été prises en compte dans les évaluations de la sûreté pour le présent RSR sont présentées à l’annexe J.

3.2.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a déterminé que le système de gestion nucléaire d’OPG au site de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. OPG a terminé le passage à la version 2012 de la norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires.

Centrale nucléaire de Pickering

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a effectué un examen de la documentation sur la gestion des déchets nucléaires d’OPG pour l’IGDP et a déterminé qu’elle respectait les exigences réglementaires applicables. Toutefois, lors d’une inspection effectuée à l’IGDD en 2017, le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la clarté et l’application uniforme de la documentation, problèmes qui concernent également l’IGDP. OPG s’est engagée à appliquer son plan de mesures correctives à l’IGDP et à l’IGDD. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives et a confirmé qu’OPG avait mis en œuvre les changements à l’IGDP.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait défini adéquatement la structure organisationnelle, les rôles et les responsabilités au site de Pickering.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la mise en œuvre de l’organisation, des rôles et des responsabilités d’OPG et les interfaces pour les centrales de Pickering et de Darlington. Le personnel de la CCSN a relevé des éléments de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la détermination de toutes les interfaces des programmes et la définition des rôles et responsabilités. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait le plan de mesures correctives d’OPG et continuera de surveiller les activités de mise en œuvre d’OPG.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard ce domaine particulier en 2017.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme adéquat de gestion du changement à Pickering, qui était conforme aux exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Pickering

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’OPG à l’égard de ce domaine particulier. Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler en 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

À la suite de l’inspection de 2017 à l’IGDD, le personnel de la CCSN a déterminé que le processus de gestion du changement d’OPG était inefficace pour ce qui est de l’inspection des CSS et des autres documents génériques utilisés par toutes les installations de gestion des déchets d’OPG. OPG a mis sur pied un comité de gestion du changement pour gérer les changements à la gouvernance et aux processus concernant les déchets nucléaires dans toutes ses installations de gestion des déchets. OPG s’est engagée à appliquer le plan de mesures correctives à l’IGDP en ce qui a trait à la gestion du changement. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives par OPG des changements à l’IGDP.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a jugé qu’OPG continuait de favoriser une saine culture de sûreté au site de Pickering en 2017. La CCSN surveillera la prochaine autoévaluation de la culture de sûreté d’OPG au site de Pickering, prévue en 2018 et toute mesure d’amélioration qui sera entreprise.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) au site de Pickering conformément à ses programmes de gestion de la configuration et aux autres exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2016, le personnel de la CCSN a inspecté la gestion de la configuration et a relevé des points de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la gouvernance interne d’OPG en matière de documentation des changements temporaires apportés à la configuration de la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mesures correctives proposé par OPG et surveillait leur mise en œuvre, par OPG, à la centrale de Pickering au plus tard en mai 2019.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard ce domaine particulier en 2017.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre et de maintenir un système de contrôle des documents et de gestion des dossiers au site de Pickering qui était conforme aux exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la formation du personnel chargé de la gestion des contrats et a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté dans le domaine de la gestion des documents à la centrale de Pickering.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN procédait à l’examen du plan de mesures correctives soumis par OPG en 2018.

OPG prévoyait avoir un nouveau dépôt central des documents d’ici la fin de 2020. En 2018, le personnel de la CCSN examinera cette mise à niveau afin de s’assurer qu’elle réponde aux exigences applicables.

Installation de gestion des déchets de Pickering

À la suite de l’inspection de 2017 à l’IGDD axée sur le système de gestion d’OPG, le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant le contrôle des documents et des dossiers, problèmes qui concernent également l’IGDP. OPG a accepté de mettre en œuvre le plan de mesures correctives à l’IGDP en ce qui a trait à la gestion des documents. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait les plans de mesures correctives d’OPG et s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Gestion des entrepreneurs

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la gestion des approvisionnements à la centrale de Pickering et a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables. Toutefois, le personnel de la CCSN a relevé des lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la détermination des exigences techniques dans la documentation d’OPG, ainsi que l’examen, par OPG, de la qualification des entrepreneurs et des rapports de vérification soumis par ceux‑ci. Le personnel de la CCSN est satisfait du plan de mesures correctives proposé par OPG et surveille la mise en œuvre, par OPG, d’une mesure corrective restante à la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a conclu que l’interface entre OPG et ses entrepreneurs à l’IGDP ne respectait pas les exigences réglementaires applicables en 2017. Au cours d’une inspection à l’IGDD, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG n’effectuait plus d’inspections à la réception, y compris la vérification des dossiers de l’historique des CSS reçus des fournisseurs. Le fait de cesser ces inspections à la réception et de ne pas incorporer ce changement dans la documentation interne a réduit grandement la surveillance qu’OPG exerce sur les entrepreneurs. OPG a accepté de mettre en œuvre un plan de mesures correctives à l’IGDP concernant la gestion des fournisseurs. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives à l’IGDP. Voir la section 3.1.1 pour de plus amples renseignements.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière de continuité des opérations à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG disposait de plans d’urgence afin de maintenir ou de restaurer la continuité des opérations pour les fonctions essentielles de sûreté et d’exploitation en cas de conditions difficiles, notamment une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou une grève.

Définition de problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables concernant la détermination des problèmes et l’expérience d’exploitation à la centrale de Pickering.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la résolution des problèmes et l’OPEX à la centrale de Pickering et a confirmé la conformité globale du programme aux exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a relevé des lacunes mineures en ce qui concerne le programme de résolution des problèmes. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait le plan de mesures correctives proposé par OPG.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard ce domaine particulier en 2017.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’évaluation, d’amélioration et de gestion du rendement à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté les programmes de vérification et d’autoévaluation d’OPG à la centrale de Pickering. Les programmes de vérification et d’autoévaluation ont été jugés conformes aux exigences réglementaires applicables et le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la mise en œuvre de ces programmes. Le personnel de la CCSN a relevé seulement une lacune mineure, à savoir que tous les programmes et procédures ne faisaient pas l’objet d’une évaluation indépendante périodique pour en déterminer l’efficacité, en particulier les programmes concernant les heures de travail et l’aptitude au travail. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait le plan de mesures correctives proposé par OPG et surveillera leur mise en œuvre à la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.2.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion de la performance humaine au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’OPG à la centrale de Pickering et à l’IGDP respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’égard de ce domaine particulier pour la centrale de Pickering ou l’IGDP en 2017.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un système robuste et bien documenté de formation pour son parc d’installations, s’appuyant sur une approche systématique à la formation (ASF). La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à la centrale de Pickering et à l’IGDP respectait les exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des inspections de vérification de la conformité des programmes de formation à l’intention des opérateurs nucléaires autorisés et du personnel de gestion des contrats. Le personnel de la CCSN a également effectué un examen documentaire des programmes de formation du personnel du laboratoire de chimie et des techniciens en radioprotection. Dans tous les cas, le personnel de la CCSN a conclu que les programmes de formation étaient définis et documentés conformément au système de formation basé sur la méthode ASF d’OPG, et qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables. Quelques points mineurs de non-conformité procédurale de faible importance sur le plan de la sûreté ont été relevés, en ce qui concerne la documentation des objectifs de formation et l’alignement, sur la gouvernance, des documents décrivant les qualifications en matière de formation. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par OPG pour régler ces cas de non-conformité.

Installation de gestion des déchets de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG avait pris les mesures correctives qui découlaient de l’inspection de la formation en 2016 et a clos la mesure corrective associée.

Accréditation du personnel

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’accréditation du personnel d’OPG à la centrale de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports de dotation du personnel accrédité et a examiné les demandes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation. Il a confirmé que le personnel accrédité de la centrale de Pickering possédait les connaissances et les compétences nécessaires pour s’acquitter de ses fonctions en toute sécurité et avec compétence.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Centrale nucléaire de Pickering

D’après les inspections antérieures et les activités régulières de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a conclu que les programmes d’examen d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation à la centrale de Pickering respectaient les exigences réglementaires applicables.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Organisation du travail et conception des tâches

Centrale nucléaire de Pickering

L’effectif minimal à la centrale de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables.

En mai 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de l’effectif minimal à la centrale de Pickering. La portée de l’inspection couvrait tous les aspects de l’effectif minimal afin de vérifier qu’un personnel suffisamment qualifié était disponible à la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences du permis et disposait de processus et procédures en place pour assurer la disponibilité d’un nombre suffisant d’employés qualifiés. Toutefois, le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformités de faible importance sur le plan de la sûreté dans les domaines de la tenue des documents, des dossiers de qualification de la formation et du respect des procédures. OPG a présenté un plan de mesures correctives pour donner suite à ces constats. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives proposées par OPG et surveillait leur mise en œuvre, par OPG, à la centrale de Pickering. OPG avait prévu que toutes les mesures seraient prises d’ici le premier trimestre de 2019.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de l’aptitude au travail à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Le personnel de la CCSN a demandé à OPG de lui présenter un plan de mise en œuvre du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome I : Gérer la fatigue des travailleurs, d’ici le 30 septembre 2017. OPG s’est engagée à mettre en œuvre entièrement ce document au site de Pickering d’ici le 1^er janvier 2019. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mise en œuvre d’OPG et surveillera ses progrès.

OPG s’est engagée à mettre en œuvre le REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, sauf les tests aléatoires, d’ici juillet 2019. La date de mise en œuvre prévue pour les tests aléatoires est décembre 2019. Le personnel de la CCSN surveillera les progrès d’OPG à cet égard.

MISE À JOUR : Bien que le personnel de la CCSN ait jugé ces plans acceptables, il note que leur mise en œuvre pourrait être touchée par des contestations judiciaires.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire pour vérifier l’exactitude des rapports sur le non-respect des limites d’heures travaillées par le personnel accrédité de la centrale de Pickering (et de la centrale de Darlington). Le personnel de la CCSN a relevé des cas de non-conformité aux processus instaurés par OPG pour suivre, surveiller et signaler les heures de travail non conformes. À la fin de 2017, OPG élaborait un plan de mesures correctives visant les deux centrales, Pickering et Darlington.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de l’aptitude au travail des travailleurs à la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.2.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation au site de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Pickering et l’IGDP ont reçu les cotes « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables pour la réalisation des activités autorisées à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué d’exploiter la centrale de Pickering et l’IGDP d’une manière sûre et sécuritaire, en tenant adéquatement compte de la santé, de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, de la protection de l’environnement et des obligations internationales.

En 2017, OPG a exploité la centrale de Pickering et l’IGDP conformément à ses lignes de conduite pour l’exploitation et à ses exigences de sûreté opérationnelle.

Centrale nucléaire de Pickering

La centrale de Pickering a subi un arrêt imprévu du réacteur, aucun recul rapide de puissance et quatre baisses contrôlées de puissance. Le personnel de la CCSN a déterminé que l’arrêt imprévu et les baisses de puissance ont été contrôlés correctement et que la réduction de puissance a été déclenchée adéquatement par les systèmes de contrôle du réacteur. Le personnel de la CCSN a vérifié que, pour tous les événements, le personnel d’OPG avait suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives appropriées.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Au cours de la période de référence, OPG a traité 54 CSS à l’IGDP, 4 CSS de plus que l’objectif interne d’OPG. Entre le début de la production de l’installation et la fin de 2017, OPG a traité 901 CSS et les a stockés à l’IGDP.

Procédures

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG avait mis en place des mécanismes de gouvernance pour s’assurer que les procédures à la centrale de Pickering et à l’IGDP sont rédigées de manière uniforme et utilisable. OPG avait des attentes clairement documentées concernant l’utilisation et le respect des procédures, ainsi qu’un processus pour gérer les modifications des procédures au site de Pickering.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la qualité des procédures d’OPG qu’il a examinées et a constaté qu’elles respectaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Rapport et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a déterminé que les rapports et l’établissement des tendances d’OPG respectaient ou dépassaient les exigences et les attentes réglementaires applicables en 2017 pour la centrale de Pickering et l’IGDP. Au cours de l’année de référence, tous les rapports prévus étaient adéquats et ont été soumis à la CCSN en temps opportun.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a soumis 33 rapports sur des événements qui nécessitaient un rapport d’événement détaillé en 2017. OPG a effectué un suivi de tous les événements signalés, grâce à des mesures correctives et des analyses des causes fondamentales, le cas échéant.

Installation de gestion des déchets de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a reçu d’OPG cinq rapports d’événement de faible importance sur le plan de la sûreté concernant l’IGDP. Ces rapports d’événement sont décrits plus en détail à la section 3.2, sous le DSR applicable.

Rendement de la gestion des arrêts

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a démontré de bons niveaux de rendement et l’atteinte des objectifs pendant les arrêts pour entretien.

En 2017, il y a eu quatre arrêts prévus (tranches 1, 4, 5 et 8 à la centrale de Pickering) et huit arrêts forcés (tranches 1, 4, 6 et 7 à la centrale de Pickering). Dans l’ensemble, d’après la surveillance exercée par le personnel de la CCSN, OPG a exécuté les arrêts prévus de façon sûre et a respecté les exigences réglementaires applicables.

En plus des arrêts prévus, OPG a également procédé de façon sûre à des arrêts forcés (imprévus), au besoin, pour réparer ou remplacer l’équipement.

Le personnel de la CCSN a effectué deux inspections de la gestion des arrêts et a constaté que le rendement en matière de gestion des arrêts à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les exigences réglementaires et les attentes applicables en 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Paramètres d’exploitation sûre

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait exercé ses activités dans les limites des paramètres d’exploitation sûre et respecté les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Dans le cadre de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a déterminé que la gestion des accidents graves et le rétablissement respectaient les exigences réglementaires applicables pour la centrale de Pickering, et les respectaient ou les dépassaient à l’IGDP. Le programme a été mis en œuvre au site de Pickering avec une structure organisationnelle qui établit clairement les rôles et les responsabilités de tous les participants au programme.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour la centrale de Pickering à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes d’OPG pour la gestion des accidents et le rétablissement à la centrale de Pickering et à l’IGDP respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG dispose d’une série de manuels sur les incidents anormaux et les procédures d’exploitation d’urgence à la centrale de Pickering pour détecter les conditions anormales, atténuer les causes des incidents et des accidents, ramener la centrale dans un état sûr et contrôlé et prévenir l’escalade vers un accident plus grave. Le personnel de la CCSN est satisfait de ces mesures.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.2.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté au site de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Pickering et l’IGDP ont reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que l’analyse déterministe de la sûreté d’OPG prévoyait des marges de sûreté adéquates et respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme bien géré d’analyse déterministe de la sûreté. OPG a continué de mettre en œuvre le REGDOC-2.4.1 de la CCSN, Analyse déterministe de la sûreté. OPG a soumis un plan révisé de mise en œuvre en novembre 2017. Au mois de décembre 2017, le personnel de la CCSN l’examinait et s’est dit satisfait des progrès réalisés à ce jour.

En août 2016, OPG a réalisé une étape importante dans la mise en œuvre du REGDOC-2.4.1 en soumettant un programme de détermination et de classification des événements de cause commune à Pickering ainsi que le document de fondement technique. En décembre 2017, OPG a soumis l’analyse et les résultats à la CCSN.

MISE À JOUR : D’après l’examen effectué par le personnel de la CCSN, OPG était censé donner suite aux commentaires du personnel de la CCSN concernant l’analyse dans le cadre du processus de mise à jour des rapports de sûreté. Il s’agissait également de l’une des mesures du PIMO visant à soutenir la poursuite des activités jusqu’en 2024.

En 2017, OPG a présenté une analyse actualisée des risques d’incendie et une analyse actualisée des arrêts sûrs en cas d’incendie à la centrale de Pickering. L’examen du personnel de la CCSN a permis d’établir que l’approche et la méthode utilisées étaient conformes aux exigences réglementaires applicables.

L’examen des constats n’a fait ressortir aucune préoccupation majeure susceptible d’influer sur le programme de protection-incendie du titulaire de permis pour ce qui est de l’analyse des risques d’incendie. Le niveau de conformité était satisfaisant et le titulaire de permis continue de mettre en œuvre un programme complet de protection-incendie à la centrale de Pickering conformément aux exigences applicables.

Installation de gestion des déchets de Pickering

OPG a établi et maintenu un programme d’analyse de la sûreté qui a été mis en œuvre efficacement à l’IGDP et qui respectait pleinement les exigences réglementaires applicables. Tous les cinq ans, OPG présente un rapport d’analyse de la sûreté pour l’IGDP qui relève les dangers existants à l’installation et les mesures mises en place pour contrôler ou atténuer ces dangers. La plus récente version de ce document soumise au personnel de la CCSN en 2013 a été examinée par celui-ci, qui l’a jugée satisfaisante. Le personnel de la CCSN s’attend à ce que la prochaine révision du rapport de sûreté pour l’IGDP lui soit présentée en 2018.

OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet de protection-incendie à l’IGDP, conformément aux exigences applicables.

Étude probabiliste de sûreté

Centrale nucléaire de Pickering

À la demande de la Commission, après la partie 2 de l’audience concernant le renouvellement du permis de la centrale de Pickering en 2013, OPG a mis à jour les évaluations probabilistes de sûreté (EPS) des tranches 1, 4 et 5 à 8 pour tenir compte des améliorations requises dans le Plan d’action sur Fukushima. OPG s’est servi des résultats et des observations des EPS mises à jour pour déterminer et optimiser les tâches d’atténuation des risques.

OPG a élaboré et mis en œuvre un plan d’atténuation des risques afin d’améliorer la sûreté pour ce qui est des valeurs des EPS qui étaient inférieures à la limite de l’objectif de sûreté, mais supérieures à l’objectif administratif de sûreté, particulièrement pour les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering :

• la fréquence des dommages graves au cœur (FDGC) et la fréquence des grandes émissions (FGE) pour les incendies internes
• la FGE pour les événements internes en régime de puissance

La dernière mise à jour du plan d’atténuation des risques a été soumise en février 2018 (voir la section 3.2.5 pour de plus amples renseignements).

En 2017, OPG a présenté une mise à jour complète des EPS pour les tranches 5 à 8 de la centrale de Pickering, qui était conforme à la norme d’application de la réglementation S-294 de la CCSN, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires. OPG prévoyait présenter d’ici la fin de 2018 une mise à jour complète des EPS pour les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering qui est également conforme à la norme S-294.

En 2015, OPG a fourni un plan de mises à jour des EPS afin de satisfaire aux exigences établies dans le REGDOC-2.4.2 de la CCSN, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires. OPG prévoit mettre pleinement en œuvre le REGDOC-2.4.2 à la centrale de Pickering d’ici la fin de 2020. Le personnel de la CCSN est satisfait du plan de transition d’OPG et continuera de surveiller la mise en œuvre du REGDOC-2.4.2. Cette tâche est également l’une des mesures du PIMO visant à soutenir la poursuite des activités jusqu’en 2024.

De plus, en réponse à l’instruction de la Commission concernant le renouvellement du permis d’exploitation de la centrale de Pickering, OPG a présenté le rapport du projet pilote sur l’EPS visant l’ensemble du site pour la centrale de Pickering en 2017. OPG et le personnel de la CCSN ont présenté les résultats préliminaires lors de la réunion de la Commission en décembre 2017. Le personnel de la CCSN était d’accord avec l’approche globale d’OPG, et plus particulièrement, avec la méthode utilisée pour éviter le double comptage des séquences d’accidents ^{Référence 4}. Voir la section 2.4 pour des renseignements généraux supplémentaires sur les EPS visant l’ensemble du site.

La CCSN a constaté que le rendement d’OPG à l’égard des EPS à la centrale de Pickering respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Sûreté-criticité

Ce domaine particulier ne s’applique pas à la centrale de Pickering ni à l’IGDP.

Analyse des accidents graves

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a continué d’appuyer le programme de R‑D de l’industrie dans le domaine de l’analyse des accidents graves.

En collaboration avec d’autres titulaires de permis, OPG a mis au point une solution logicielle de simulation d’accidents graves pour améliorer ses méthodes d’analyses déterministes des accidents graves touchant plusieurs tranches. Le personnel de la CCSN a terminé l’examen et formulé certaines recommandations, comme il est indiqué à la section 2.4.

OPG avait prévu mettre en œuvre certaines modifications et dispositions afin d’arrêter la progression d’un accident hors dimensionnement et de le maintenir à un niveau inférieur ou égal à celui d’un accident grave, et de prévenir les problèmes d’intégrité du confinement.

Le raccordement de la conduite de refroidissement de l’eau d’incendie d’urgence aux tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering devrait être terminé au cours d’un arrêt prévu en 2020, et le rétablissement de l’alimentation électrique d’une pompe volumétrique à vide principale devait être achevé pour 2019.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Centrale nucléaire de Pickering

La section 2.4 décrit les travaux effectués par les centrales nucléaires pour régler les questions de sûreté restantes de catégorie 3 relatives aux réacteurs CANDU.

Voici les faits saillants des deux projets de R‑D actuellement en cours.

Méthode concernant les exigences de sous-refroidissement du modérateur

OPG a soumis la conclusion formulée par un comité d’examen des questions des analyses de sûreté, à partir des résultats expérimentaux du projet d’ébullition par contact, parrainé par la CCSN, qui évalue la déformation des tubes de calandre. Le personnel de la CCSN a présenté un rapport provisoire résumant les résultats des expériences et une évaluation des résultats. OPG prévoyait régler les questions en suspens au cours de la prochaine période d’autorisation.Cette question a été jugée peu importante sur le plan de la sûreté, car elle ne touche que les marges de sûreté pour des accidents hypothétiques à faible probabilité d’occurrence.

Prévisions de la température du modérateur

La prévision précise de la température du modérateur est importante pour plusieurs analyses d’accidents de dimensionnement. Les travaux initiaux sur les prévisions de la température du modérateur n’avaient pas examiné en détail la configuration spécifique des buses du modérateur pour les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering. OPG a récemment terminé plusieurs initiatives visant à répondre aux préoccupations du personnel de la CCSN, y compris des analyses et des expériences qui représentent la géométrie particulière des buses d’entrée du modérateur sur les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering. D’autres travaux expérimentaux étaient en cours à l’Université McMaster. Le personnel de la CCSN examinera les résultats expérimentaux dès qu’ils seront disponibles. Cette question est jugée peu importante sur le plan de la sûreté, car elle porte sur les incertitudes des analyses générées par des modèles qui, dans l’ensemble, sont robustes.

Le personnel de la CCSN a continué d’évaluer systématiquement les activités du programme de R-D, telles qu’elles lui ont été présentées dans le rapport annuel d’OPG, conformément au REGDOC-3.1.1 de la CCSN, Rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire. Ces évaluations ont confirmé qu’OPG a maintenu une solide capacité de R‑D, ou y avait accès, pour régler tout problème nouveau.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

3.2.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que les activités d’OPG dans le cadre du DSR Conception matérielle, au site de Pickering, respectaient les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Gouvernance de la conception

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la gouvernance de la conception en 2017 pour la centrale de Pickering et l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

Qualification environnementale

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables. En 2017, le personnel de la CCSN a examiné la réponse d’OPG aux constats des inspections antérieures concernant l’efficience et l’efficacité du programme de qualification environnementale et a conclu qu’OPG avait traité adéquatement les questions liées à la gestion des connaissances et aux ressources. Les mesures en suspens concernant l’amélioration des plans de surveillance de la performance du système et la mise à jour de la documentation sur la qualification environnementale devraient être achevées en 2018.

Dans le cadre du PIMO, OPG a examiné les évaluations existantes de la qualification environnementale pour les composants limitant la durée de vie, afin d’appuyer l’exploitation après 2020. Les mesures qui en découleront seront documentées et prises conformément au programme de qualification environnementale d’OPG, et la documentation pertinente sera soumise à la CCSN d’ici décembre 2019.

Conception des enveloppes sous pression

OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet sur les enveloppes sous pression à la centrale de Pickering, qui était conforme aux exigences réglementaires applicables.

Facteurs humains dans la conception

OPG avait effectué une analyse des lacunes et élaboré un plan de mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires, au 1^er septembre 2018.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Conception des enveloppes sous pression

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre un programme complet sur les enveloppes sous pression à l’IGDP qui était conforme aux exigences réglementaires applicables.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN a conclu que la caractérisation du site de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception de l’installation au site de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’égard de la centrale de Pickering ou de l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des structures en 2017 à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2016, le personnel de la CCSN a inspecté le maintien du dimensionnement parasismique à la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables, à l’exception de quelques lacunes mineures de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la vérification des documents et l’entretien d’une configuration de la centrale qui est conforme aux documents de conception. OPG a présenté un plan de mesures correctives à long terme. Le personnel de la CCSN a jugé le plan acceptable et surveillait sa mise en œuvre à la fin de 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des systèmes en 2017 à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Le BPS pour la centrale de Pickering a permis d’établir des modifications visant à protéger le confinement en fournissant une alimentation électrique et de l’eau d’urgence aux unités de refroidissement à l’air des réacteurs, ainsi qu’une alimentation d’urgence aux allumeurs d’hydrogène et au système de rejet de l’air filtré. En outre, des modifications seront apportées pour que l’eau provenant du système de protection-incendie puisse être disponible pour les générateurs de vapeur, le circuit caloporteur et le système modérateur.Ces mesures particulières et d’autres ont été documentées dans le PIMO.

Centrale nucléaire de Pickering

Systèmes d’alimentation d’urgence

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des examens documentaires et a fait le suivi des inspections de conformité réalisées en 2015 et en 2016. Le personnel de la CCSN n’avait alors relevé aucune préoccupation majeure et avait conclu que les systèmes d’alimentation électrique respectaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering.

Conception de la protection-incendie

À la lumière des résultats de la vérification continue de la conformité par le personnel de la CCSN, le titulaire de permis respectait les exigences réglementaires applicables.

Des examens effectués par un tiers indépendant, portant sur les modifications de la conception et les inspections de l’état de l’installation, étaient acceptables et n’ont donné lieu à aucune constat majeur. Le niveau de conformité était satisfaisant, et le titulaire de permis continue de mettre en œuvre le programme complet de protection-incendie à la centrale de Pickering.

Instrumentation et contrôle

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour la centrale de Pickering à l’égard ce domaine particulier en 2017. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait amélioré le rendement et la fiabilité de l’instrumentation et des systèmes de contrôle à la centrale de Pickering, en vérifiant leur conformité aux codes et normes, au programme d’entretien correctif et au programme de gestion du vieillissement des systèmes d’instrumentation et de contrôle.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de mettre en œuvre un programme complet de protection-incendie à l’IGDP conformément à la norme du Groupe CSA N393-F13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires.

Conception des composants

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables à la conception des composants en 2017 à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme bien établi d’inspection et de surveillance du combustible nucléaire. Le rendement en matière de combustible à la centrale de Pickering était acceptable en 2017. Grâce aux mesures correctives, la gravité et la fréquence des dépôts noirs observés ont poursuivi leur tendance à la baisse. OPG a été en mesure de gérer adéquatement les problèmes de rendement du combustible tout en préservant la sûreté de ses opérations.

Câbles

En 2017, aucun problème n’a été relevé au cours des activités de vérification de la conformité (c.‑à‑d. examens documentaires et inspections de vérification de la conformité des systèmes d’alimentation électrique). Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à la centrale de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables.

Plan d’atténuation des risques selon l’EPS

OPG a élaboré et mis en œuvre un plan d’atténuation des risques afin d’améliorer la sûreté pour ce qui est des valeurs des EPS qui étaient inférieures à la limite de l’objectif de sûreté, mais supérieures à l’objectif administratif de sûreté.

Le personnel de la CCSN a examiné et accepté le plan de modifications matérielles apportées à la centrale, ainsi que les changements apportés à la modélisation de l’EPS. Les améliorations apportées à la conception de la centrale comprenaient :

• des modifications de l’équipement d’atténuation d’urgence
• l’installation de recombineurs autocatalytiques passifs
• l’arrimage de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) en cas de vents forts
• l’installation de barrières de protection contre les inondations

Ces améliorations ont permis de réduire considérablement les risques d’incendie interne et les dommages graves au cœur du réacteur.

Depuis 2015, OPG a fourni à la CCSN des mises à jour annuelles sur l’avancement et l’état du plan d’atténuation des risques.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de l’état d’avancement du plan d’atténuation des risques et il a vérifié et confirmé qu’OPG avait réalisé toutes les mesures à la fin de 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.2.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a établi et maintenu des programmes d’aptitude fonctionnelle qui ont été mis en œuvre efficacement à la centrale de Pickering et à l’IGDP, et qui respectent les exigences réglementaires applicables. Les programmes mis en œuvre préservent l’état matériel sécuritaire des SSC.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé que, dans l’ensemble, l’aptitude fonctionnelle et la performance de l’équipement à la centrale de Pickering étaient satisfaisantes et respectaient les exigences réglementaires applicables.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à la centrale de Pickering respectait les exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN a examiné la stratégie d’entretien d’OPG visant à améliorer la disponibilité et la fiabilité des systèmes, et il a déterminé que les programmes de fiabilité existants (et les programmes d’entretien, décrits ci-dessous) respectaient les exigences réglementaires.

Le personnel de la CCSN a relevé un domaine d’amélioration, concernant l’indisponibilité croissante des génératrices d’urgence (GU), en raison principalement des arrêts prolongés. On a noté qu’il n’y avait pas de perte simultanée des GU. De plus, lorsque la GU1 ou la GU2 n’était pas disponible, la GU3 était mise en veille pour maintenir la fiabilité de l’alimentation électrique d’urgence. OPG avait déjà mis en œuvre certaines mesures correctives pour régler ce problème, et une mesure de suivi a été créée pour s’assurer qu’OPG règle les problèmes relevés par le personnel de la CCSN. Celui‑ci a également remarqué que, selon le Rapport annuel sur les risques et la fiabilité de 2017, le temps d’indisponibilité des GU avait diminué. Le personnel de la CCSN continue de surveiller l’efficacité des mesures d’amélioration de la fiabilité prises par OPG.

Tous les systèmes spéciaux de sûreté des tranches 1, 4 et 5 à 8 à la centrale de Pickering ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2017.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP.

Entretien

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour la centrale de Pickering et l’IGDP en 2017. Le programme d’entretien des centrales nucléaires d’OPG régit également les activités d’entretien préventif et correctif pour les installations de gestion des déchets.

Centrale nucléaire de Pickering

Le taux moyen d’achèvement des travaux d’entretien préventif des six tranches à la centrale de Pickering était de 82 % en 2017. Ce chiffre était légèrement inférieur à la moyenne de l’industrie, mais acceptable pour le personnel de la CCSN.Les retards cumulés au chapitre de l’entretien étaient également acceptables et sont indiqués dans le tableau 18.

Tableau 18 : Tendance des retards et reports des travaux d’entretien pour les composants essentiels de la centrale de Pickering, de 2015 à 2017

Paramètre	Nombre moyen de commandes de travail par trimestre et par tranche en 2017			Tendance sur trois ans	Moyenne de l’industrie
	2015	2016	2017
Retards cumulés dans l’entretien correctif	26	19	7	À la baisse	4
Retards cumulés dans l’entretien déficient	96	109	104	Stable	94
Reports de travaux d’entretien préventif	120	110	81	À la baisse	30

Les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif ont été réduits, et la moyenne trimestrielle était proche de la moyenne de l’industrie en 2017. La gestion des travaux d’entretien déficients était inférieure à la moyenne de l’industrie. Le nombre de reports de travaux d’entretien préventif était à la baisse, mais il était plus du double de la moyenne de l’industrie.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire ciblé afin de déterminer la cause du nombre relativement élevé de retards cumulés dans l’entretien déficient et de reports de travaux d’entretien préventif. Parmi les causes révélées par l’examen, le manque de ressources pour l’entretien était l’une des principales causes du nombre élevé de reports de travaux d’entretien préventif.

MISE À JOUR : En janvier 2018, la CCSN a demandé à OPG de lui présenter une autoévaluation et les mesures correctives connexes afin de s’assurer que des ressources adéquates étaient en place pour l’exécution, en temps opportun, des activités d’entretien essentielles. OPG a fourni une première réponse en mai 2018. Le personnel de la CCSN a examiné cette réponse et a conclu que des ressources adéquates étaient en place pour effectuer les travaux d’entretien, à la fréquence requise. Dans l’ensemble, l’importance des retards cumulés et des reports de travaux d’entretien pour les composants essentiels était faible, car les retards cumulés au chapitre de l’entretien déficient avaient été stabilisés au cours des quatre trimestres précédents et les fonctions de sûreté des systèmes ont toujours été maintenues. (Ceci est continuellement vérifié lors des inspections d’entretien et des examens des événements liés à l’entretien.)

Dans le cadre du renouvellement de son permis, OPG a confirmé avoir mis en œuvre le document d’application de la réglementation de la CCSN RD/GD-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires, qui remplace la norme d’application de la réglementation de la CCSN S‑210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires. Cette norme a été ajoutée comme critères de vérification de la conformité dans le MCP proposé pour le renouvellement du permis.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a conclu qu’en 2017, les SSC requis pour une exploitation sûre continuaient de respecter les exigences applicables en matière d’intégrité structurale, établies dans le dimensionnement ou les normes et lignes directrices acceptées par la CCSN pour la centrale de Pickering et l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, les résultats de l’inspection des enveloppes sous pression d’OPG ont indiqué que tous les éléments inspectés des circuits caloporteurs primaires et des circuits auxiliaires, des générateurs de vapeur, des conduites d’alimentation et des tubes de force répondaient aux critères d’acceptation du Groupe CSA. Le personnel de la CCSN a examiné les résultats de l’essai de pression du bâtiment du réacteur de la tranche 1 en novembre 2017 et n’a relevé aucun problème important.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion intégrée du vieillissement d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP en 2017. OPG a terminé sa transition afin de se conformer au REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Gestion du vieillissement à la centrale de Pickering et à l’IGDP en 2017.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a confirmé que la portée des inspections en service incluse dans le PGCV des composants majeurs dépassait les exigences minimales d’inspection. De plus, le PGCV des composants majeurs comprenait également des stratégies d’atténuation spécifiques au cas où les évaluations de l’aptitude fonctionnelle trouveraient des mécanismes de dégradation pour lesquels les critères d’acceptation ne pourraient être respectés avant la fin de la période d’évaluation.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait de programmes adéquats pour confirmer l’aptitude fonctionnelle des canaux de combustible en vue de leur exploitation à court terme. OPG a soumis des évaluations techniques des mécanismes de dégradation qui couvraient le court terme et qui répondaient à tous les critères d’acceptation applicables du Groupe CSA. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre du projet de gestion de la durée de vie des canaux de combustible pour perfectionner les outils d’analyse nécessaires afin de démontrer l’aptitude fonctionnelle des tubes de force en vue de leur exploitation continue. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés en 2017. Voir la section 2.6 pour de plus amples renseignements. De plus, l’annexe H donne plus de détails sur l’état actuel et prévu des canaux de combustible et sur la validité correspondante des modèles analytiques de ténacité à la rupture des tubes de force pour les canaux de combustible à la centrale de Pickering (et dans les autres centrales nucléaires en Ontario).

Installation de gestion des déchets de Pickering

Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de contrôle chimique d’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables pour la centrale de Pickering et l’IGDP en 2017.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a confirmé que la centrale de Pickering avait maintenu un rendement acceptable en matière de contrôle chimique en 2017 (voir la section 2.6).

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de chimie de la centrale de Pickering et a conclu qu’il respectait les exigences réglementaires applicables et qu’il était aligné sur les meilleures pratiques de l’industrie.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a examiné les rapports trimestriels de 2017 pour l’IGDP et a conclu que l’installation a maintenu un rendement acceptable en matière de chimie. Il n’y a eu aucun incident de nature chimique à l’IGDP en 2017.

Inspection et essais périodiques

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG dispose de programmes d’inspection périodique (PIP) adéquats et bien tenus à jour pour les enveloppes sous pression, les composants de confinement et les structures de confinement qui sont conformes à plusieurs normes du Groupe CSA : N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU et N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDP parce que les exigences concernant les inspections et essais périodiques sont traitées dans le cadre de la gestion du vieillissement de l’installation.

3.2.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de mettre en œuvre un programme efficace et bien documenté, fondé sur les meilleures pratiques de l’industrie, pour maintenir les doses aux personnes au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG avait mis en œuvre des initiatives, planifié les travaux et contrôlé et surveillé la dose selon le principe ALARA afin d’atteindre les objectifs ambitieux en cette matière, établis par OPG à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection axée sur l’application du principe ALARA. Cette inspection a confirmé qu’OPG dispose d’un programme ALARA bien établi pour planifier et contrôler les activités de travail, qui répond aux attentes de la CCSN.Cette inspection n’a révélé aucune non-conformité à la réglementation.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a vérifié que les expositions aux rayonnements et les doses aux travailleurs à l’IGDP en 2017 étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et conformes au principe ALARA.

Contrôle des doses aux travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires pour ce qui est de mesurer et d’enregistrer les doses reçues par les travailleurs à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Les activités courantes de vérification de la conformité menées en 2017 ont indiqué que le rendement en matière de contrôle des doses aux travailleurs au site de Pickering était efficace. Les doses de rayonnement aux travailleurs à la centrale de Pickering et à l’IGDP étaient inférieures aux limites de dose réglementaires, ainsi qu’aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection d’OPG.

Le personnel de la CCSN n’a observé aucune tendance négative ni exposition imprévue importante sur le plan de la sûreté, qui aurait pu résulter des activités autorisées sur le site de Pickering en 2017.

Les données sur les doses reçues par les travailleurs au site de Pickering figurent à la section 2.7.

Centrale nucléaire de Pickering

La dose maximale reçue par un travailleur à la centrale de Pickering en 2017 était de 14,58 mSv, soit environ 29 % de la limite de dose réglementaire.

Installation de gestion des déchets de Pickering

La dose maximale reçue par un travailleur à l’IGDP en 2017 était de 0,9 mSv, soit 1,8 % de la limite de dose réglementaire.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection d’OPG, qui couvre la centrale de Pickering et l’IGDP, respectait les exigences du Règlement sur la radioprotection. La surveillance exercée par OPG concernant la mise en œuvre et l’amélioration de ce programme a permis de protéger efficacement les travailleurs de la centrale de Pickering et de l’IGDP. OPG mesure régulièrement le rendement de son programme de radioprotection par rapport aux cibles, objectifs et buts établis par l’industrie.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a mis en œuvre des contrôles des dangers radiologiques qui respectaient les exigences réglementaires applicables. Ces mesures ont protégé les travailleurs et ont permis de contrôler la contamination radioactive à l’intérieur des limites du site de la centrale de Pickering et de l’IGDP.

En 2017, il n’y a eu aucun dépassement des seuils d’intervention pour le contrôle de la contamination de surface qui aurait pu résulter des activités autorisées à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’aucun incident important sur le plan de la sûreté n’a été relevé d’après les indicateurs de rendement en matière de sûreté concernant le personnel et les cas de contamination non fixée.

Les seuils d’intervention d’OPG concernant le contrôle de la contamination ont été révisés en 2017 pour le site de Pickering, afin de s’assurer qu’ils constituaient des indicateurs appropriés d’une éventuelle défaillance du programme de radioprotection. Le personnel de la CCSN a examiné les seuils d’intervention révisés et les a jugés appropriés.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait continué d’assurer la protection du grand public, conformément au Règlement sur la radioprotection. La dose estimée à un membre du grand public déclarée pour le site de Pickering était de 0,0018 mSv, soit bien en deçà de la limite de dose annuelle de 1 mSv pour les membres du grand public (voir la section 2.7 pour de plus amples renseignements).

3.2.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques au site de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Pickering et l’IGDP ont reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait ou dépassait les exigences applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP pour ce qui est du rendement en matière de santé et de sécurité classiques.

OPG continue de démontrer sa capacité à protéger les travailleurs contre les accidents du travail dans le cadre de ses activités autorisées à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Les incidents en matière de santé et de sécurité ont été signalés par OPG sur une base continue, le cas échéant.

Le personnel de la CCSN a inspecté les pratiques et les contrôles de sécurité à la centrale de Pickering et à l’IGDP pour gérer les dangers classiques, et il a consigné ses constats. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucun point préoccupant concernant la santé et la sécurité classiques en 2017.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents (TGA) à la centrale de Pickering était de 2,8 et que la fréquence des accidents (FA) était de 0,1 (voir les figures 11 et 12 à la section 2.8). En 2017, il y a eu deux incidents entraînant une perte de temps. Le personnel de la CCSN a jugé acceptables les indicateurs de rendement en matière de sécurité TGA et FA à la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

OPG n’a signalé au personnel de la CCSN aucun incident lié à la santé et à la sécurité ni aucun incident entraînant une perte de temps à l’IGDP en 2017.

Étant déjà sur place pour des inspections, le personnel de la CCSN a participé à des réunions d’information sur la santé et la sécurité avec le personnel et la direction d’OPG, avant de procéder à des inspections sur le site. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de ces séances d’information.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques en matière de santé et sécurité classiques respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP en 2017.

Les pratiques et les conditions de travail en matière de santé et sécurité classiques à la centrale de Pickering et à l’IGDP ont continué d’assurer un degré élevé de sécurité pour le personnel. Le personnel d’OPG à tous les niveaux faisait preuve d’une attitude proactive afin de prévoir les dangers liés au travail et d’empêcher les conditions non sécuritaires. L’environnement de travail continue d’en être un où les pratiques sécuritaires sont encouragées. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG disposait de procédures appropriées à la centrale de Pickering et à l’IGDP pour s’assurer que l’environnement et la santé des personnes sont protégés contre les matières dangereuses.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN a observé des pratiques de travail sûres au cours des inspections sur le site de l’IGDP. Un indicateur positif à cet égard est l’utilisation du programme d’analyse des dangers professionnels qui précise l’engagement d’OPG à effectuer des visites préinspection des tâches et des chantiers, à répertorier les procédures d’urgence pour ces travaux, à déterminer le niveau minimal d’équipement de protection individuelle requis et à énumérer les permis ou autorisations de travail requis avant le début des travaux.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en matière de sensibilisation en 2017 à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de maintenir un lieu de travail sûr à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

3.2.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Protection de l’environnement au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit les mêmes que l’année précédente.

Contrôle des effluents et des rejets

Le personnel de la CCSN a observé que tous les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau provenant du site de Pickering étaient demeurés inférieurs aux limites réglementaires et aux seuils d’intervention en 2017. Les rejets sont présentés aux figures 16 et 17 pour les tranches 1, 4 et 5 à 8 de la centrale de Pickering, respectivement, en pourcentage des limites de rejet dérivées (LRD) applicables; les rejets de Pickering‑B comprennent ceux de l’IGDP. Les valeurs réelles pour les rejets et les LRD pour le site de Pickering sont présentées à l’annexe I.

Figure 16 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
PNGS 1,4	0.2583%	0.0000%	0.0001%	0.4688%	0.0014%	0.0591%	0.0297%	0.3882%	0.0000%

Figure 17 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
PNGS 5-8	0.2000%	0.0000%	0.0000%	0.0074%	0.0278%	0.0650%	0.0386%	0.6250%	0.0032%

OPG prévoyait terminer la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N288.3.4-F13, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires, au plus tard en septembre 2018 à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Au 14 décembre 2017, OPG respectait entièrement les exigences de la norme du Groupe CSA N288.3.4‑F13 pour l’IGDP.

Dans le compte rendu de décisions concernant le renouvellement du permis de l’IGDP, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de fournir une analyse à jour afin de confirmer que les rejets de tritium par l’IGDP n’augmentaient pas. Le personnel de la CCSN a établi la tendance révélée par les données sur les rejets, fournies par OPG, et a confirmé que les rejets de tritium à l’IGDP sont à la baisse depuis 2015, comme le montre la figure 18.

Figure 18 - Version textuelle

	2013	2014	2015	2016	2017
Tritium releases	2.78E+08	1.61E+08	1.46E+09	1.98E+08	9.99E+06

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG a établi et mis en œuvre un système de gestion de l’environnement (SGE) à l’échelle de la centrale de Pickering conformément au REGDOC-2.9.1 de la CCSN, Protection de l’environnement : Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement (2013), pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires à la centrale de Pickering et à l’IGDP, et pour veiller à ce que ces activités soient réalisées de manière à prévenir ou à atténuer leurs effets négatifs sur l’environnement. Le SGE a également été homologué selon la norme ISO 14001:2015 – Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation. En raison de cette homologation, le SGE fait l’objet de vérifications et d’examens périodiques, indépendants et effectués par des tiers pour s’assurer de son caractère suffisant et pour en relever les aspects perfectibles.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale fournies par OPG pour le site de Pickering et a conclu que le grand public et l’environnement à proximité du site étaient protégés. OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour la centrale de Pickering et l’IGDP.

Le personnel de la CCSN a effectué une surveillance environnementale indépendante autour du site de Pickering en 2017 (voir la section 2.9 pour une description du PISE). Les résultats sont disponibles sur la page Web du PISE de la CCSN. Les résultats du PISE ont indiqué que le grand public et l’environnement à proximité du site de Pickering étaient protégés et qu’on ne prévoyait aucun impact sur la santé.

OPG a mis en place un plan de transition pour mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.7‑F15, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, à la centrale de Pickering et à l’IGDP d’ici le 31 décembre 2020. Le personnel de la CCSN a jugé acceptable cette date de transition.

Centrale nucléaire de Pickering

Filet de protection des poissons (surveillance)

En novembre 2017, environ 24 000 kg de biomasse de poisson, principalement des larves et de jeunes gaspareaux de l’année (âge 0), ont été projetés sur la grille de prise d’eau après que le filet protecteur ait été enlevé pour l’hiver, avant la formation de la glace sur le lac. Cette quantité de gaspareaux équivaut à environ 1 500 kg de poissons adultes d’un an. OPG a avisé le personnel de la CCSN et Pêches et Océans Canada de cet événement. OPG a mené une enquête et en juin 2017, a fourni les résultats à la CCSN et à Pêches et Océans Canada. OPG a conclu que l’événement était attribuable à des changements rapides dans le milieu riverain du lac, en particulier des changements soudains de température, de direction et de vitesse du courant.

MISE À JOUR : En avril 2018, OPG a présenté son rapport d’enquête détaillé à la CCSN, aux fins d’examen.

Protection du public

Le personnel de la CCSN a confirmé que le grand public à proximité du site de Pickering était protégé et qu’on ne prévoyait aucun impact sur la santé. Aucune substance dangereuse rejetée par le site de Pickering n’a dépassé les limites réglementaires en 2017.

La dose au public est traitée à la section 3.2.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme d’évaluation des risques environnementaux (ERE) et un programme de gestion efficaces au site de Pickering conformément aux exigences réglementaires applicables.

OPG a soumis un rapport d’ERE pour l’ensemble du site (révision R000) de Pickering en avril 2017, basé sur les données de surveillance des effluents et de l’environnement pour la période quinquennale de 2011 à 2015. L’ERE comprenait une évaluation des risques environnementaux, ainsi qu’une évaluation des risques pour la santé humaine, pour ce qui est des produits chimiques radioactifs et non radioactifs (matières dangereuses) potentiellement préoccupants, et des facteurs de stress physique.

MISE À JOUR : En mars 2018, OPG a soumis un rapport d’ERE révisé (révision R001) pour le site de Pickering. À la lumière de son examen, le personnel de la CCSN a tiré la même conclusion pour les révisions R000 et R001, à savoir que l’ERE respectait les exigences réglementaires applicables et qu’il était peu probable que la centrale de Pickering et l’IGDP aient des effets importants et nocifs sur l’environnement et la santé humaine en raison de rejets dans l’air et dans l’eau. Au moment du renouvellement du permis de la centrale de Pickering en 2018, OPG s’était conformée aux exigences de la norme du Groupe CSA N288.6-F12, Évaluations des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a également soumis une évaluation prédictive des effets (EPE) à l’appui du processus d’autorisation pour la poursuite de l’exploitation du réacteur et des éventuelles phases de stabilisation et de stockage sous surveillance (PSSSS), et pour démontrer que ses dispositions visant à protéger l’environnement sont adéquates.

Le personnel de la CCSN a constaté que l’EPE de 2017 fournissait une évaluation adéquate de tous les risques potentiels pour la santé humaine et l’environnement associés à l’exploitation continue des réacteurs et des PSSSS, si la centrale de Pickering cesse ultérieurement d’être exploitée de manière commerciale. Les résultats de l’examen de l’EPE par le personnel de la CCSN indiquent qu’il est peu probable que les activités proposées dans le cadre des PSSS aient des effets importants sur la santé humaine ou l’environnement.

3.2.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie au site de Pickering respectait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de maintenir une capacité complète d’intervention en cas d’urgence classique, nucléaire et d’incendie en tout temps pour le site de Pickering, conformément aux exigences réglementaires applicables. Cela comprend le personnel et l’équipement pour les situations et les événements médicaux mettant en cause des matières dangereuses (HAZMAT), la recherche et le sauvetage, ainsi que l’intervention en cas d’incendie.

L’équipe d’intervention d’urgence (EIU) de la centrale de Pickering intervient en tout temps dans la zone protégée de la centrale de Pickering (y compris la phase I de l’IGDP).

L’intervention d’urgence à l’intérieur des limites du site de Pickering (y compris la zone protégée de la phase II de l’IGDP), mais à l’extérieur de la zone protégée de la centrale de Pickering, est assurée par le service d’incendie et les services médicaux d’urgence de la ville de Pickering avec le soutien du personnel sur le site. Le soutien sur le site peut comprendre le personnel affecté aux opérations, à la sécurité et à l’EIU.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

OPG a continué de soutenir les organisations de gestion des urgences hors site et de maintenir ses engagements en 2017. Le programme de préparation aux urgences nucléaires d’OPG est documenté dans le Plan global d’intervention en cas d’urgence nucléaire (PGIUN) qui régit le site de Pickering.

Des séances de formation et des exercices ont lieu chaque année au site de Pickering afin de s’assurer que tous les secteurs du site disposent d’une capacité adéquate de notification et d’intervention en cas d’urgence par l’EIU de la centrale de Pickering, le service d’incendie de la ville de Pickering et les services paramédicaux de la région de Durham.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a mis en œuvre en septembre 2017 la version 1 du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2014), à la centrale de Pickering.

En 2017, OPG a terminé la mise en œuvre d’un système de transfert automatique des données en temps réel pour la centrale de Pickering, qui fournira rapidement des renseignements sur la centrale au personnel du Centre des mesures d’urgence de la CCSN, en cas d’urgence nucléaire.

En décembre 2017, OPG a mené un exercice à grande échelle (exercice Unified Control) à la centrale de Pickering. L’exercice visait à tester les capacités de préparation et d’intervention de plus de 30 organisations, dont la CCSN et certains organismes non gouvernementaux. L’exercice a consisté à simuler un accident grave, ce qui a permis de tester la capacité d’OPG de réagir à des événements extrêmes. Le personnel de la CCSN a inspecté l’exercice pour évaluer la conformité d’OPG aux exigences réglementaires applicables et, plus particulièrement, au PGIUN.

MISE À JOUR : Le personnel de la CCSN a formulé plusieurs constats de conformité et de non-conformité au cours de l’inspection. Les constats de non-conformité portaient sur la performance humaine, c’est‑à‑dire la sensibilisation aux procédures utilisées pendant l’exercice d’urgence, et leur respect. OPG a élaboré un plan de mesures correctives et le personnel de la CCSN en surveillait la mise en œuvre.

Installation de gestion des déchets de Pickering

OPG dispose d’un programme d’urgence à l’IGDP qui comprend des procédures d’intervention en cas d’urgence radiologique. OPG intègre également le PGIUN à ses exigences en matière d’intervention nucléaire sur le site de l’IGDP.

OPG a un plan de transition pour mettre en œuvre les exigences du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2016), version 2, à l’IGDP au plus tard le 31 décembre 2018. Le personnel de la CCSN a jugé acceptable cette date de transition.

Préparation et intervention en cas d’incendie

OPG dispose d’un vaste programme d’exercices et de formation en cas d’incendie, qui comprend l’Académie de formation à la lutte contre les incendies qui est située à Wesleyville (Ontario), où l’on donne de la formation avec des incendies réels à l’intention de l’EIU de la centrale de Pickering et du service municipal des incendies de la ville de Pickering.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a inspecté le programme de protection-incendie en 2017 et a conclu qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables. Toutefois, des points de non‑conformité à la gouvernance d’OPG ont été observés concernant la gestion efficace des matières transitoires et des combustibles, et les lacunes dans le processus de surveillance de la protection-incendie. OPG a présenté un plan de mesures correctives. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller les mesures correctives d’OPG au moyen d’activités régulières de surveillance de la conformité.

Le personnel de la CCSN a également effectué une inspection réactive sur le terrain de l’équipement de protection-incendie à la centrale de Pickering. Le personnel a constaté qu’OPG ne respectait pas les exigences applicables (National Fire Protection Association 1962) concernant la tenue de dossiers sur l’entretien et l’inspection de l’équipement de protection‑incendie. OPG a présenté un plan de mesures correctives que le personnel de la CCSN a jugé acceptable.

En plus des activités de vérification de la conformité de la CCSN, la centrale de Pickering est tenue de faire effectuer des examens par des tiers experts, une inspection annuelle de l’état de la centrale, ainsi que la vérification semestrielle des exercices d’incendie et un programme triennal de vérification de la protection-incendie.

En intégrant les constats de la CCSN ainsi que les observations et recommandations des examens effectués par un tiers dans le programme d’exercices et de formation, le rendement de l’EIU a continué de s’améliorer.

Installation de gestion des déchets de Pickering

OPG dispose d’un programme d’urgence pour l’IGDP comprenant l’intervention de base en cas d’incendie par le personnel de l’installation, qui intervient en cas d’incendie mineur avec des extincteurs d’incendie.

Le 23 janvier 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit dans le bâtiment de stockage n^o 3 de l’IGDP, et qui a entraîné le dépassement de la date d’échéance pour la purge et l’entretien des bornes d’incendie. OPG a déclaré que l’événement n’avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Le 22 juin 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit dans le bâtiment de stockage n^o 3 de l’IGDP, alors que le panneau de suralimentation du système de protection-incendie a fait défaut, rendant indisponibles trois des cinq détecteurs de faisceaux. OPG a déclaré que l’événement n’avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel. OPG a avisé le personnel de la CCSN en septembre 2017 que la défaillance avait été réglée. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Le 3 août 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit dans le bâtiment de traitement de l’IGDP, soit une défectuosité émergente du système d’incendie qui a entraîné la défaillance d’un module du panneau et a mené à la panne du panneau de détection d’incendie. OPG a déclaré qu’il n’y avait eu aucune répercussion résiduelle sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel à la suite de cet événement, grâce à la mise en œuvre du plan de correction des défaillances. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

3.2.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des déchets au site de Pickering respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Pickering a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente, et l’IGDP a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que la caractérisation des déchets par OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a continué d’utiliser des programmes efficaces pour caractériser les déchets radioactifs et dangereux à la centrale de Pickering et à l’IGDP en 2017. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de gestion des déchets d’OPG visant à réduire au minimum les déchets radioactifs respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Les activités de gestion des déchets réalisées dans les IGD génèrent une quantité minime de déchets radioactifs. Néanmoins, OPG s’est fixé comme objectif de réduire au minimum la quantité de déchets radioactifs générés par ses activités opérationnelles. Les volumes annuels s’élèvent à moins d’un fût, qui est envoyé à la centrale de Pickering pour que son contenu soit trié au besoin et éventuellement transporté à l’installation de gestion des déchets Western (IGDW) pour y être traité et stocké.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets d’OPG respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a continué d’employer des pratiques efficaces de gestion des déchets radioactifs et dangereux au site de Pickering en 2017. OPG a eu recours à des procédures de gestion des déchets pour s’assurer que les déchets produits à l’installation étaient séparés de façon appropriée.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Au 31 octobre 2017, OPG avait entièrement mis en œuvre les exigences des normes suivantes du Groupe CSA : N292.0-14, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, et N292.2-13, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié et N292.3‑14, Gestion des déchets faiblement et moyennement radioactifs, à l’IGDP.

Plans de déclassement

Les plans préliminaires de déclassement (PPD) pour la centrale de Pickering et l’IGDP respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

En 2017, OPG a révisé les PPD de toutes ses installations pour la période se terminant en 2022. OPG a choisi une stratégie de déclassement différé pour la centrale de Pickering et une stratégie de déclassement immédiat pour l’IGDP, une fois que la centrale sera déclassée. Les garanties financières connexes sont décrites à la section 2.15.

3.2.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Sécurité au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente pour la centrale de Pickering, mais une diminution par rapport à l’année précédente pour l’IGDP.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’installations et d’équipement à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie au site de Pickering. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été signalée en 2017. OPG dispose de processus pour empêcher adéquatement les événements de sécurité à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG s’est engagée à améliorer le programme d’entretien préventif de la centrale de Pickering en 2017 afin de s’assurer qu’un personnel dûment qualifié est disponible pour entretenir efficacement l’équipement de sécurité.

Cybersécurité

OPG maintient un programme de cybersécurité à la centrale de Pickering. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme est conforme aux exigences réglementaires applicables. Aucun événement touchant la cybersécurité n’a été signalé en 2017.

OPG mettait à jour son programme de cybersécurité à la centrale de Pickering afin de se conformer à la norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, au plus tard le 30 novembre 2019. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Installation de gestion des déchets de Pickering

OPG a mis en place à l’IGDP des systèmes de protection physique et un programme de sécurité appropriés pour une installation nucléaire à sécurité élevée.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a mis à jour ses procédures d’exploitation en matière de sécurité et s’est assurée que ses plans d’urgence continuent de répondre à la menace de référence approuvée par la CCSN.

Le personnel de la CCSN a inspecté la sécurité à l’IGDP en 2017 et a émis trois constats de non-conformité présentant un faible risque. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises subséquemment et a jugé que ce dossier d’inspection était clos.

Le 24 octobre 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDP et qui touchait la sécurité. Le personnel de la CCSN a fait un suivi de l’événement sur le site lors d’une inspection régulière. Le personnel de la CCSN est satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’intervention à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

Le personnel de la CCSN a surveillé la mise en œuvre des mesures correctives en réponse aux constats faits lors des activités de vérification de la conformité à la centrale de Pickering en 2016. Ces constats concernaient la formation et la prise de décisions. OPG a mis en œuvre des mesures correctives pour y remédier au plus tard le 30 mars 2018. Le personnel de la CCSN a tenu une réunion avec le titulaire de permis et fera le suivi de ces mesures correctives jusqu’à leur achèvement.

OPG a également élaboré un cours de commandement en cas d’incident, qui offre une formation et des renseignements précieux à la fois pour la force d’intervention hors site et la force d’intervention nucléaire sur le site de la centrale de Pickering. OPG met à jour le matériel du cours en fonction des résultats et des possibilités d’amélioration notés lors des exercices de sécurité précédents.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Pratiques en matière de sécurité

OPG dispose de procédures à la centrale de Pickering et à l’IGDP pour guider le personnel de la centrale et le personnel de sécurité dans leurs pratiques de sécurité. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a mis en œuvre des pratiques de sécurité à la centrale de Pickering et à l’IGDP qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

Centrale nucléaire de Pickering

OPG a mis en œuvre un plan de mesures correctives afin de réduire le nombre d’événements à déclaration obligatoire concernant les employés qui ne suivent pas les procédures. Le personnel de la CCSN a effectué une inspection de suivi afin de vérifier les mesures correctives visant à atténuer ces problèmes.

OPG a présenté un plan détaillé de mise en œuvre afin de satisfaire aux nouvelles exigences en matière de contrôle de sécurité, que le personnel de la CCSN a jugé acceptable.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDP à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables à la centrale de Pickering et à l’IGDP. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

3.2.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé que le contrôle et la comptabilité des matières nucléaires d’OPG à la centrale de Pickering et à l’IGDP respectaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’accès et d’assistance à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a accordé à l’AIEA un accès et une assistance adéquats pour les activités liées aux garanties, y compris les inspections et l’entretien de l’équipement à la centrale de Pickering et à l’IGDP, conformément aux accords de garanties entre le Canada et l’AIEA et aux conditions de permis des installations.

Centrale nucléaire de Pickering

En 2017, l’AIEA a effectué une vérification de l’inventaire physique, une vérification des renseignements descriptifs et trois inspections inopinées à la centrale de Pickering afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer de l’absence de matières et d’activités nucléaires non déclarées.

OPG a accordé l’accès à l’AIEA en octobre 2017 et a fourni une assistance pour une étude du site visant à déterminer les emplacements possibles d’équipements de surveillance supplémentaires de l’AIEA dans la zone de la piscine de stockage du combustible usé, dans le but d’optimiser l’approche actuelle en matière de garanties à cette installation.

Installation de gestion des déchets de Pickering

En 2017, l’AIEA a effectué une inspection aléatoire à court préavis et cinq inspections inopinées à l’IGDP afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer de l’absence de matières et d’activités nucléaires non déclarées.

L’AIEA n’a pas effectué de vérification de l’inventaire physique à l’IGDP en 2017. Le personnel de la CCSN a effectué une évaluation de l’état de préparation d’OPG en vue d’une vérification de l’inventaire physique à l’IGDP. Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG était bien préparée pour une éventuelle vérification de l’inventaire physique par l’AIEA à l’IGDP en 2017.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information sur les opérations et la conception à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a soumis son programme opérationnel annuel accompagné de mises à jour trimestrielles pour la centrale de Pickering et l’IGDP à la CCSN dans les délais prévus. OPG a soumis à la CCSN la mise à jour annuelle des renseignements, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA, dans les délais prescrits. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des renseignements fournis et a conclu qu’ils répondaient aux exigences de la CCSN en matière de présentation de renseignements.

Installation de gestion des déchets de Pickering

De plus, OPG a également soumis un questionnaire d’information à jour sur la conception de l’IGDP, qui a été examiné par le personnel de la CCSN, puis soumis à l’AIEA. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des renseignements fournis et a conclu qu’ils respectaient les exigences de soumission de documents de la CCSN.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables pour l’équipement en matière de garanties, le confinement et la surveillance à la centrale de Pickering et à l’IGDP. OPG a appuyé les activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA au site de Pickering, y compris l’entretien courant de l’équipement de surveillance, pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties à la centrale de Pickering et à l’IGDP.

Centrale nucléaire de Pickering

En septembre 2017, OPG a signalé à la CCSN un événement mettant en cause la perte inattendue de l’alimentation électrique externe de l’équipement de surveillance de l’AIEA pendant la nuit du 19 au 20 septembre 2017. L’événement a été immédiatement signalé à l’AIEA, qui a par la suite confirmé que la continuité des connaissances avait été maintenue et qu’il n’y avait donc eu aucune incidence sur la mise en œuvre des garanties à l’installation. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis pour cet événement.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Le 29 septembre 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDP concernant la rupture d’un scellé COBRA de l’AIEA sur un CSS. Par la suite, l’AIEA a confirmé au personnel de la CCSN que la continuité des connaissances avait été maintenue, car le scellé métallique était resté intact en tout temps. L’AIEA a remplacé les scellés sur le CSS le 30 octobre 2017 et a confirmé qu’aucune autre mesure de suivi n’était nécessaire. OPG a déclaré qu’il n’y avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel à la suite de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

3.2.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport au site de Pickering atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » a été attribuée à la centrale de Pickering et à l’IGDP, soit la même que l’année précédente.

Conception et entretien des colis, emballage et transport, enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme d’emballage et de transport pour la centrale de Pickering et l’IGDP qui respectait le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Aucun événement lié à l’emballage ou au transport n’a été signalé en 2017.

En ce qui a trait au transport des substances nucléaires sur le site, OPG a assuré un niveau de sûreté équivalent à celui requis pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sécurité des travailleurs et du grand public ainsi que l’environnement.

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à la centrale de Pickering ou à l’IGDP pour ce domaine particulier en 2017.

3.2.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

OPG a poursuivi ses communications régulières au sujet du site de Pickering afin de mobiliser les résidents et les parties intéressées et de les informer au sujet des installations. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG répondait aux exigences réglementaires applicables concernant l’information et la divulgation publiques et fournissait suffisamment d’information sur l’état du site de Pickering au moyen de diverses activités de communication, y compris des activités communautaires, des visites de l’installation, la mise à jour continue de son site Web et l’utilisation des médias sociaux.

Centrale nucléaire de Pickering

À l’automne 2017, OPG a organisé une série de journées portes ouvertes avant le renouvellement de son permis afin de susciter des discussions au sujet de l’avenir de la centrale de Pickering, d’évaluer la clarté de ses messages et de clarifier toute idée fausse au sujet de la centrale de Pickering.

Installation de gestion des déchets de Pickering

Dans le compte rendu de décision concernant le renouvellement du permis de l’IGDP en 2017, la Commission a encouragé OPG à fournir au grand public des données sur les contaminants potentiellement préoccupants. Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG avait mis ces renseignements à la disposition du grand public sur son site Web.

Relations avec les Autochtones

Le personnel de la CCSN a noté qu’OPG dispose de son propre programme de mobilisation des Autochtones. Tout au long de l’année 2017, OPG a rencontré les collectivités et organisations autochtones intéressées, en particulier les Premières Nations visées par les traités Williams, les Mohawks de la baie de Quinte et la Nation métisse de l’Ontario, et a partagé avec ceux‑ci des renseignements. Les sujets d’information et de discussion comprenaient les activités actuelles d’OPG au site de Pickering, le renouvellement du permis de l’IGDP, la demande de renouvellement du permis de la centrale de Pickering, l’impaction et l’entraînement des poissons, les occasions d’achat, d’emploi et de formation, la protection de l’environnement et le rendement d’OPG à cet égard, ainsi que les résultats des programmes de surveillance.

3.3 Point Lepreau

L’évaluation en matière de sûreté présentée ci-dessous pour chaque DSR est propre à l’installation évaluée. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2.Les documents d’application de la réglementation (REGDOC) de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour le site de Point Lepreau, en date de décembre 2017, sont énumérés à l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de sûreté

Dans son évaluation en matière de sûreté du site de Point Lepreau (qui comprend la centrale nucléaire de Point Lepreau et l’installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS)) en 2017, le personnel de la CCSN a attribué les cotes de rendement indiquées dans le tableau 19. À la lumière des observations et des évaluations concernant les DSR, le personnel de la CCSN a conclu que le site de Point Lepreau a été exploité en toute sécurité. La cote globale était « Satisfaisant », soit la même que la cote intégrée attribuée à la centrale l’année précédente.

Tableau 19 : Cotes attribuées au rendement du site de Point Lepreau en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Cote*
Système de gestion	SA
Gestion de la performance humaine	SA
Conduite de l’exploitation	SA
Analyse de la sûreté	ES
Conception matérielle	SA
Aptitude fonctionnelle	SA
Radioprotection	SA
Santé et sécurité classiques	ES
Protection de l’environnement	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA
Gestion des déchets	SA
Sécurité	SA
Garanties et non-prolifération	SA
Emballage et transport	SA
Cote globale	SA

Légende :

   
• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

*S’applique également à l’IGDRS.

3.3.0 Introduction

La centrale nucléaire de Point Lepreau est située sur la péninsule de Lepreau, à 40 kilomètres au sud-ouest de Saint John (Nouveau-Brunswick). Elle appartient à la Société d’énergie du Nouveau-Brunswick (Énergie NB), qui l’exploite, et comporte un seul réacteur CANDU d’une puissance nominale de 705 mégawatts électriques (MWé). Le site de Point Lepreau comprend l’IGDRS située à courte distance du réacteur de puissance dans la zone d’exclusion. Le processus de stockage des déchets comprend le stockage à court terme dans le bâtiment du réacteur avant leur transfert pour leur stockage à long terme à l’IGDRS. Cette dernière sert au stockage des déchets radioactifs solides, y compris le combustible nucléaire usé produit uniquement à Point Lepreau. La CCSN réglemente la centrale et l’IGDRS en vertu d’un seul permis d’exploitation d’un réacteur de puissance.

Sauf indication contraire, les évaluations présentées dans cette section s’appliquent également à la centrale de Point Lepreau et à l’IGDRS. L’information qui suit pour chaque DSR est propre à la centrale. Les renseignements généraux sur les DSR sont fournis à la section 2.

Délivrance de permis

En juin 2016, Énergie NB a demandé le renouvellement de son permis d’exploitation ^{Référence 17} pour une période de cinq ans. La partie 1 de l’audience de la Commission a eu lieu le 26 janvier 2017 et la partie 2 a eu lieu les 10 et 11 mai 2017. En juin 2017, la Commission a délivré un nouveau permis d’exploitation pour une période de cinq ans autorisant Énergie NB à exploiter la centrale de Point Lepreau et l’IGDRS jusqu’au 30 juin 2022. Le permis d’exploitation n’a pas été modifié depuis qu’il a été délivré.

Manuel des conditions de permis

Le personnel de la CCSN a publié un nouveau manuel des conditions de permis (MCP) au même moment que la délivrance du permis d’exploitation le 30 juin 2017. Il n’avait fait l’objet d’aucune révision à la fin de 2017.

Bilan périodique de sûreté

Avec l’introduction des bilans périodiques de sûreté (BPS) à la CCSN, le personnel de la CCSN a recommandé un permis d’exploitation de cinq ans afin de donner à Énergie NB suffisamment de temps pour compléter un BPS conformément au REGDOC-2.3.3 de la CCSN, Bilans périodiques de sûreté. La condition de permis 3.4, de concert avec le MCP, exige qu’Énergie NB réalise un BPS conformément au REGDOC-2.3.3.Énergie NB a présenté un plan d’exécution de projet de haut niveau et un document de base pour le BPS, en vue d’obtenir un permis d’une durée de 10 ans, soit de 2022 à 2032.

MISE À JOUR : À la suite d’un contrôle visant à assurer le caractère suffisant du document de base du BPS et qui a révélé quelques éléments manquants, Énergie NB a soumis une version révisée et mise à jour du document le 15 mars 2018. Le personnel de la CCSN examinait le document de base du BPS, avec comme date d’achèvement prévue le 31 juillet 2018. Énergie NB soumettra un rapport sur les facteurs de sûreté en 2018 et au début de 2019. Le personnel de la CCSN examinera les livrables du BPS afin d’établir le degré de confiance à l’égard du dossier de sûreté pour la poursuite de l’exploitation de la centrale de Point Lepreau.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

En avril 2016, Énergie NB a soumis, aux fins d’examen par le personnel de la CCSN, une autoévaluation préliminaire des dommages graves causés aux poissons par la prise d’eau de refroidissement, conformément à la Loi sur les pêches. Le personnel de la CCSN a examiné l’évaluation et a rencontré Énergie NB pour discuter des renseignements supplémentaires requis.

Énergie NB a présenté à la CCSN en janvier 2017 une autoévaluation révisée, en vertu de la Loi sur les pêches. Le personnel de la CCSN a terminé son examen technique de l’autoévaluation et a conclu qu’une autorisation était requise en vertu du paragraphe 35(1) de la Loi sur les pêches. Les conclusions ont été partagées avec Pêches et Océans Canada, qui était d’accord avec la recommandation de la CCSN.

MISE À JOUR : Le 27 mars 2018, Énergie NB a fourni à la CCSN une ébauche partielle d’une demande en vertu de la Loi sur les pêches, avant sa présentation finale. Le personnel de la CCSN a examiné l’ébauche de la demande pour déterminer si elle était complète sur le plan technique et a présenté des commentaires à Énergie NB le 26 avril 2018. Énergie NB était en voie de soumettre une ébauche complète à la CCSN pour examen d’ici décembre 2018.

Rapports initiaux d’événement

Aucun rapport initial d’événement concernant Point Lepreau n’a été soumis à la Commission pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018.

Programme de conformité

L’effort total annuel de la CCSN pour le programme de vérification de la conformité est présenté à l’annexe G pour Point Lepreau. Les inspections du site de Point Lepreau qui ont été prises en compte dans les évaluations de la sûreté du présent RSR figurent à l’annexe J.

3.3.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a déterminé que le système de gestion d’Énergie NB à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. Énergie NB a mis en œuvre avec succès la version de 2012 de la norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires. En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié les mesures prises à la suite de l’analyse des lacunes effectuée par Énergie NB par rapport à la version de 2005 de la norme N286 et a déterminé que les mesures prises par Énergie NB à cet égard étaient satisfaisantes.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB avait une structure organisationnelle, des responsabilités et des rôles bien définis à Point Lepreau. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB disposait d’un programme adéquat de gestion du changement qui est conforme aux exigences réglementaires applicables. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait qu’Énergie NB ait continué de favoriser une saine culture de sûreté à Point Lepreau en 2017. En 2016, une autoévaluation de la culture de sûreté a été entreprise. La CCSN surveillera la prochaine autoévaluation de la culture de sûreté à Point Lepreau, prévue pour 2019 et toute mesure d’amélioration entreprise.

Gestion de la configuration

Énergie NB a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) conformément à son programme de gestion de la configuration et aux exigences réglementaires. Cela a été confirmé lors des inspections de la CCSN pendant l’arrêt de la centrale et d’inspections sur le site en 2017.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué de maintenir et de mettre en œuvre un système de contrôle des documents et de gestion des dossiers qui répond aux exigences applicables.

À la suite d’une inspection du contrôle chimique effectuée par la CCSN en septembre 2017, Énergie NB a entrepris un plan de mesures correctives concernant la documentation des processus chimiques. Énergie NB prévoit terminer toutes les mesures correctives d’ici la fin de septembre 2018. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Gestion des entrepreneurs

En 2015, le personnel de la CCSN a effectué une inspection afin de vérifier si des procédures et des processus étaient en place pour assurer la gestion des entrepreneurs et s’ils avaient été mis en œuvre efficacement, conformément à la norme du Groupe CSA N286-05, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires. Le personnel de la CCSN a relevé des cas de non‑conformité liés à la surveillance des entrepreneurs et à la documentation des évaluations du rendement. Le personnel de la CCSN a continué de vérifier la mise en œuvre des plans de mesures correctives d’Énergie NB et en 2017 a confirmé que toutes les mesures avaient été réalisées de manière satisfaisante.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière de continuité des opérations.

Énergie NB disposait de plans d’urgence adéquats (p. ex. le plan d’intervention d’urgence et le plan d’intervention en cas de pandémie) pour maintenir ou rétablir les fonctions opérationnelles essentielles en cas de circonstances difficiles (p. ex. une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou une grève) ^{Référence 17}.

Définition de problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en matière de détermination de problèmes et d’expérience d’exploitation. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire du programme d’évaluation indépendante qui permet à Énergie NB d’évaluer de façon indépendante le rendement et l’efficacité de ses activités, programmes, processus et travaux et de comparer les résultats réels aux résultats attendus. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la mise en œuvre de ce programme et surveille continuellement les efforts d’amélioration continue d’Énergie NB dans ce domaine.

3.3.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion de la performance humaine à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’Énergie NB respectait les exigences applicables. En 2017, les activités de vérification de la conformité n’ont révélé aucun écart par rapport aux exigences réglementaires.

Formation du personnel

Énergie NB disposait d’un système de formation bien documenté et robuste, fondé sur une approche systématique à la formation (ASF). La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de formation des opérateurs non accrédités. Le personnel de la CCSN a constaté que le programme de formation était défini et documenté conformément au système de formation basé sur l’ASF d’Énergie NB. Un point mineur de non-conformité, de faible importance sur le plan de la sûreté, a été relevé et concernait l’accessibilité aux dossiers de formation continue. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Énergie NB pour corriger cette non-conformité.

Accréditation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’accréditation du personnel d’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports de dotation du personnel accrédité, ainsi que les demandes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation. Il a confirmé que le personnel accrédité à Point Lepreau possédait les connaissances et les compétences nécessaires pour s’acquitter de ses fonctions en toute sécurité et avec compétence.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la tenue des examens d’accréditation initiale sur simulateur pour les chefs de quart et les examens d’accréditation écrits. Le personnel de la CCSN a relevé un point de non-conformité, de faible importance sur le plan de la sûreté, concernant les capacités de modélisation sur simulateur, lors des examens d’accréditation initiale sur simulateur. À la demande du personnel de la CCSN, Énergie NB a fourni un plan et des stratégies de mesures correctives à court, moyen et long terme pour améliorer la modélisation sur simulateur. Le personnel de la CCSN examine le document.

À l’exception de la lacune mentionnée ci‑dessus, le personnel de la CCSN a conclu que les programmes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation pour le personnel accrédité à Point Lepreau respectaient les exigences réglementaires applicables.

Organisation du travail et conception des tâches

L’effectif minimal à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables.

MISE À JOUR : En mars 2018, le personnel de la CCSN a approuvé une demande d’Énergie NB visant à modifier les exigences concernant l’effectif minimal. Ce changement consistait à remplacer le besoin de disposer d’un technicien en mécanique par un technicien en contrôle et instrumentation électrique. Le personnel de la CCSN a jugé la demande acceptable.

En 2017, une infraction aux exigences concernant l’effectif minimal à Point Lepreau a été signalée à la CCSN, mais elle n’a eu aucune incidence sur la sûreté.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de l’aptitude au travail à Point Lepreau.

Dans le cadre de ses dispositions sur l’aptitude au travail, Énergie NB a élaboré des procédures qui limitent les heures travaillées par le personnel. Dans les rapports trimestriels soumis à la CCSN au cours de la dernière année, Énergie NB a signalé que son personnel accrédité respectait entièrement les limites concernant les heures de travail à Point Lepreau.

En 2017, le personnel de la CCSN a réalisé un examen documentaire pour vérifier l’exactitude des rapports sur le non-respect des limites des heures de travail par le personnel accrédité. L’examen documentaire a confirmé que les déclarations d’Énergie NB étaient exactes et il a formulé deux recommandations.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mise en œuvre progressive d’Énergie NB pour le REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome I : Gérer la fatigue des travailleurs. Énergie NB s’est engagée à mettre en œuvre dans son intégralité le REGDOC d’ici le 30 juin 2022.

À la fin de 2017, le personnel de la CCSN a demandé à Énergie NB de soumettre un plan de mise en œuvre pour le REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, avec une analyse connexe des lacunes.

MISE À JOUR : Énergie NB a soumis son plan de mise en œuvre au début de 2018. Elle s’est engagée à mettre en œuvre pleinement le REGDOC au plus tard le 1^er décembre 2019. Le personnel de la CCSN a jugé que la date de mise en œuvre était satisfaisante.

3.3.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière de conduite des activités autorisées à Point Lepreau. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB continuait d’exploiter Point Lepreau d’une manière sûre et sécuritaire, en tenant suffisamment compte de la santé, de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, de la protection de l’environnement et des obligations internationales. Énergie NB exploitait Point Lepreau dans les limites de ses lignes de conduite pour l’exploitation et de ses exigences de sûreté opérationnelle.

En 2017, la centrale Point Lepreau n’a connu aucun arrêt d’urgence imprévu du réacteur, aucun recul rapide de puissance et a connu cinq baisses contrôlées de puissance (bien que ces cinq baisses contrôlées de puissance aient été associées à seulement deux événements séparés).

Le personnel de la CCSN a déterminé que les baisses contrôlées de puissance ont été faites de façon appropriée et que cette réduction de puissance a été correctement déclenchée par les systèmes de contrôle du réacteur. Le personnel de la CCSN a vérifié et a confirmé que, pour tous les événements, le personnel d’Énergie NB avait suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives appropriées.

Procédures

Le personnel de la CCSN a déterminé que les procédures de Point Lepreau respectaient les exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre du plan de mesures correctives d’Énergie NB visant à corriger les lacunes constatées lors de la période de référence précédente en ce qui concerne la pertinence et le respect des procédures. Bien que des cas de non‑conformité aient été relevés en cours d’inspection les années précédentes, ils ne représentaient pas un risque immédiat pour la santé et la sécurité des personnes ou pour l’environnement. Dans l’ensemble, Énergie NB a continué de réaliser des progrès à l’égard de ces domaines en améliorant la formation et les processus. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la mise en œuvre des améliorations par Énergie NB en 2017.

Rapport et établissement de tendances

Au cours de l’année de référence, tous les rapports prévus étaient adéquats et ont été soumis à la CCSN en temps opportun. Le personnel de la CCSN a déterminé que les rapports et les tendances à Point Lepreau respectaient les exigences et les attentes réglementaires applicables en 2017. Par exemple, un examen documentaire de la CCSN a permis d’établir qu’Énergie NB fait état des tendances et des heures de travail à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Rendement de la gestion des arrêts

Le rendement d’Énergie NB et l’atteinte des objectifs pendant les arrêts d’entretien ont été bons.

Énergie NB a terminé un arrêt prévu pour entretien en 2017. Le personnel de la CCSN a effectué une inspection connexe pour vérifier si Énergie NB respectait les exigences réglementaires associées à l’arrêt et a conclu qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables. En particulier, le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait les exigences en matière d’entretien dans les zones de sous-criticité inspectées et les exigences en matière de puits de chaleur pendant l’arrêt.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement d’Énergie NB en matière de gestion des arrêts à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB avait exercé ses activités dans les limites des paramètres d’exploitation sûre et respectait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau. Les cas de non-conformité mineurs liés aux paramètres d’exploitation sûre ont été réglés à la satisfaction du personnel de la CCSN à la suite d’un constat fait lors de l’inspection de novembre 2016 concernant des incohérences dans la documentation des paramètres d’exploitation sûre.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que la gestion des accidents graves et le rétablissement respectaient les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau. Énergie NB a soumis un plan préliminaire de mise en œuvre pour le REGDOC-2.3.2 de la CCSN, Gestion des accidents, version 2. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan d’Énergie NB afin de mettre entièrement en œuvre ce REGDOC d’ici novembre 2020.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a terminé l’évaluation de la révision, faite par Énergie NB, de ses procédures d’exploitation anormales et s’est dit satisfait de leur mise en œuvre. Par la suite, le personnel de la CCSN a clos le dossier qui était ouvert depuis 2014. Énergie NB a continué de maintenir un programme de gestion des accidents et de rétablissement qui répond aux exigences applicables.

3.3.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté à Point Lepreau respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Analyse déterministe de la sûreté

L’analyse déterministe de la sûreté prévoyait des marges de sûreté adéquates et respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB dispose d’un programme bien établi pour les analyses déterministes de la sûreté. Énergie NB a poursuivi la mise en œuvre du REGDOC‑2.4.1 de la CCSN, Analyse déterministe de la sûreté. Énergie NB a présenté une méthode détaillée et approfondie pour déterminer les domaines à l’égard desquels le rapport de sûreté actuel pourrait être mis à jour afin de l’harmoniser avec le REGDOC-2.4.1. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la présentation faite par Énergie NB et des progrès réalisés en vue d’une conformité complète. Le plan de mise en œuvre sera révisé en 2018 pour décrire en détail la deuxième phase de la mise en œuvre.

En juin 2016, Énergie NB a soumis une version à jour du rapport de sûreté de Point Lepreau à la CCSN. Cette version comprenait de nouvelles sections sur les études probabilistes de sûreté (EPS), les risques d’incendie et les lignes directrices pour la gestion des accidents graves. Le personnel de la CCSN a terminé l’examen du rapport de sûreté au début d’avril 2017 et a déterminé qu’il satisfaisait aux exigences.

En août 2017, Point Lepreau a soumis la mise à jour de l’analyse des risques d’incendie (ARI) et de l’analyse de l’arrêt sûr en cas d’incendie (AASI). Le personnel de la CCSN a déterminé que l’approche et la méthode étaient conformes aux exigences réglementaires applicables. En décembre 2017, Énergie NB a proposé de modifier la date de la prochaine présentation de l’ARI et de l’AASI. Étant donné que les documents ont été mis à jour et soumis à la CCSN en août 2017, le personnel de la CCSN a accepté la proposition d’Énergie NB, à savoir que la prochaine présentation quinquennale aura lieu en 2022, au lieu de l’échéance précédente de 2019.

MISE À JOUR : En 2018, la CCSN travaillait à terminer son examen du document provisoire actualisé.

Étude probabiliste de sûreté

La deuxième mise à jour de l’EPS a été présentée en 2016. La prochaine mise à jour de l’EPS est prévue en 2021.

La CCSN a constaté qu’en 2017, le rendement d’Énergie NB à l’égard des EPS respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables.

Sûreté-criticité

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Point Lepreau.

Analyse des accidents graves

Énergie NB a mis à jour l’analyse des accidents hors dimensionnement dans le cas d’un événement entraînant une perte de fluide caloporteur, notamment une perte du caloporteur servant au refroidissement d’urgence du cœur. Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB a dépassé les attentes en matière d’analyse des accidents graves grâce à cette amélioration.À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN était entièrement satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Les activités de R‑D d’Énergie NB font l’objet d’un rapport annuel à la CCSN conformément à la section 3.6 du REGDOC-3.1.1 de la CCSN, Rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire. Les évaluations faites par le personnel de la CCSN ont confirmé qu’Énergie NB dispose d’une solide capacité de R‑D pour régler tout problème nouveau. Les autres questions de sûreté relatives aux CANDU n’ont pas soulevé de préoccupation sur le plan réglementaire, en ce qui a trait à la sûreté du réacteur en exploitation. La section 2.4 fournit des précisions à ce sujet.

Le projet de R‑D suivant est en cours :

Méthode concernant les exigences de sous-refroidissement du modérateur

Énergie NB a présenté la conclusion d’un examen, réalisé par un comité d’examen des questions d’analyse de sûreté, des résultats expérimentaux d’un projet parrainé par la CCSN et portant sur l’ébullition avec contact et déformation des tubes de calandre. Ces expériences ont été réalisées aux Laboratoires Nucléaires Canadiens, en vertu d’un contrat avec la CCSN. Le personnel de la CCSN a présenté un rapport provisoire résumant les résultats des expériences et une évaluation des résultats. Énergie NB prévoit s’attaquer aux questions non résolues au cours de la prochaine période d’autorisation. Cette question a été jugée peu importante sur le plan de la sûreté, car elle portait sur les marges de sûreté lors d’accidents hypothétiques ayant une faible probabilité d’occurrence.

3.3.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conception matérielle à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Gouvernance de la conception

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB continuait de respecter les exigences réglementaires et les attentes applicables concernant la gouvernance de la conception en 2017.

Qualification environnementale

Le programme de qualification environnementale a été mis en œuvre et tenu à jour conformément à la norme du Groupe CSA N290.13-F05, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU.

Facteurs humains dans la conception

Énergie NB a terminé la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires à Point Lepreau en 2017.

Protection-incendie

Comme le site de Point Lepreau comprend l’IGDRS, Énergie NB a soumis son plan de mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N393, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires, en septembre 2017. Énergie NB s’est engagée à se conformer à la norme d’ici mars 2022. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Énergie NB et continuera de surveiller la mise en œuvre de la norme.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à Point Lepreau pour ce domaine particulier en 2017.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à Point Lepreau pour ce domaine particulier en 2017.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a conclu que le domaine particulier qu’est la conception des structures continue de respecter les exigences réglementaires applicables. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception des systèmes à Point Lepreau respectait les exigences applicables.

Système d’alimentation électrique

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des examens documentaires et a fait le suivi d’une inspection antérieure, effectuée en 2011, du système d’alimentation électrique. D’après ses activités de vérification de la conformité, aucun problème majeur n’a été décelé. Le personnel de la CCSN prévoyait effectuer une inspection en septembre 2018. Le personnel de la CCSN a conclu que le système d’alimentation électrique à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Conception de la protection-incendie

Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables d’après les résultats des activités continues de vérification de la conformité de la CCSN, y compris les inspections sur le site, les examens effectués par des tiers indépendants concernant la modification de la conception et les inspections de l’état de l’installation.

Les examens par des tiers indépendants des modifications apportées à la conception étaient acceptables et aucun constat important n’a été fait.

Le niveau de conformité était satisfaisant et Énergie NB a poursuivi la mise en œuvre du programme complet de protection-incendie à Point Lepreau, conformément à la norme du Groupe CSA N293, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires.

Instrumentation et contrôle

Aucun événement important sur le plan de la sûreté n’a été signalé à la CCSN à l’égard de ce domaine particulier. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Conception des composants

En 2017, le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière de conception des composants à Point Lepreau.

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB disposait d’un programme bien établi d’inspection du combustible du réacteur. Le personnel de la CCSN a examiné le rapport annuel sur le combustible et a conclu qu’il était conforme à ceux des années précédentes. À la lumière de cet examen, le personnel de la CCSN a déterminé que le rendement de la centrale Point Lepreau à l’égard du combustible était acceptable en 2017 et que le programme d’inspection du combustible d’Énergie NB, dont les résultats ont été signalés à la CCSN par l’intermédiaire du rapport annuel sur le combustible, était satisfaisant. Le personnel de la CCSN a constaté que le taux de défectuosités à Point Lepreau était supérieur à l’objectif de l’industrie, soit un défaut par tranche, par année. Énergie NB était en mesure de gérer adéquatement les problèmes de rendement tout en maintenant l’exploitation sûre de la centrale.

Câbles

En 2017, aucun problème majeur n’a été relevé lors des activités de vérification de la conformité pour ce qui est des câbles liés à la conception des composants.

Au cours d’une inspection effectuée en 2011, le personnel de la CCSN avait relevé un cas de non‑conformité dans le programme de surveillance de l’état des câbles. En 2017, les mesures correctives d’Énergie NB ont été jugées acceptables par le personnel de la CCSN. La prochaine mise à jour concernant la réalisation des mesures correctives restantes sera fournie à la CCSN d’ici juin 2018, après l’arrêt prévu en 2018. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Énergie NB.

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN a conclu que le domaine particulier qu’est la conception de l’installation continuait de respecter les exigences applicables. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

3.3.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’aptitude fonctionnelle et la performance globale de l’équipement à Point Lepreau étaient satisfaisantes et respectaient les exigences réglementaires applicables.

Énergie NB dispose de procédures pour surveiller l’aptitude fonctionnelle de l’équipement afin d’assurer une exploitation sûre constante. Le personnel de la CCSN a vérifié le caractère adéquat de ces procédures. Énergie NB a mis en œuvre, à la satisfaction du personnel de la CCSN, les mesures correctives établies à la suite d’une inspection précédente en 2016.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables. Tous les systèmes spéciaux de sûreté de Point Lepreau ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2017.

Entretien

En 2017, le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien respectait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau.

En 2015, le personnel de la CCSN a effectué une inspection réactive et a relevé des cas de non‑conformité concernant le processus de surveillance de l’état du système d’Énergie NB. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller les progrès réalisés par Énergie NB dans la mise en œuvre des mesures correctives en 2017.

MISE À JOUR : Énergie NB a achevé les mesures correctives en janvier 2018 à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Le taux moyen d’achèvement des travaux d’entretien préventif à la centrale de Point Lepreau était de 95 %, ce qui se compare favorablement à la moyenne de l’industrie qui est de 88 %. Les retards cumulés au chapitre de l’entretien, pour lesquels les données sont présentées dans le tableau 20, étaient acceptables.

Tableau 20 : Tendance concernant les retards cumulés et les reports d’entretien pour les composants essentiels à la centrale de Point Lepreau, de 2015 à 2017

Paramètre	Nombre moyen de commandes de travail par trimestre et par tranche en 2017			Tendance sur trois ans	Moyenne de l’industrie
	2015	2016	2017
Retards cumulés dans l’entretien correctif	1	1	2	Stable	4
Retards cumulés dans l’entretien déficient	142	114	71	À la baisse	94
Reports de travaux d’entretien préventif	1	6	1	Stable	30

Comme le montre le tableau 20, le nombre moyen trimestriel de commandes de travail est à la baisse depuis 2015. En outre, les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif, les retards cumulés dans l’entretien des défectuosités et le nombre de reports de travaux d’entretien préventif des composants essentiels étaient tous meilleurs que les moyennes correspondantes de l’industrie.

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’importance globale, sur le plan de la sûreté, des retards cumulés au chapitre de l’entretien et des reports de travaux d’entretien des composants essentiels était négligeable à Point Lepreau.

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a conclu que les SSC continuaient de respecter les exigences applicables en matière d’intégrité structurale à Point Lepreau.

En 2017, les résultats de l’inspection des enveloppes sous pression ont indiqué que tous les éléments inspectés des circuits caloporteurs primaires et des circuits auxiliaires, des générateurs de vapeur, des conduites d’alimentation et des tubes de force respectaient les critères d’acceptation figurant dans les normes applicables du Groupe CSA.

Gestion du vieillissement

Le programme de gestion du vieillissement d’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau.

Énergie NB a mis en œuvre le REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Gestion du vieillissement, en juillet 2017. Le personnel de la CCSN a examiné la gestion du vieillissement par Énergie NB, notamment les canaux de combustible pour s’assurer qu’Énergie NB respecte le REGDOC‑2.6.3.

Le personnel de la CCSN a confirmé que les plans de gestion du cycle de vie pour les composants majeurs respectaient les exigences de base et constituaient une base adéquate pour les plans d’inspection périodique de Point Lepreau.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB disposait de programmes adéquats pour confirmer que les canaux de combustible sont aptes à une exploitation à court terme. Énergie NB a soumis des évaluations techniques sur les mécanismes de dégradation, conformément aux exigences applicables des normes du Groupe CSA.

Énergie NB a mis en œuvre un programme de gestion du vieillissement des câbles, ce qui a amené le personnel de la CCSN à clore l’avis d’action connexe en janvier 2017, comme il est décrit à la section portant sur la conception des composants.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a inspecté le contrôle chimique en septembre 2017. Même si le personnel de la CCSN a confirmé que la centrale de Point Lepreau a maintenu un système de contrôle chimique qui était conforme aux paramètres requis, il a relevé un cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la documentation.

MISE À JOUR : Énergie NB a reconnu les points de non-conformité et s’est engagée à présenter une mise à jour de sa documentation une fois qu’elle sera révisée, et de la mettre en œuvre pour le 31 octobre 2018. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Énergie NB.

Inspections et essais périodiques

Énergie NB disposait d’un programme d’inspection périodique (PIP) bien géré à Point Lepreau.

Énergie NB a fourni un plan de mise en œuvre pour mettre à jour son PIP afin de se conformer à la version 2014 (mise à jour 1) de la norme du Groupe CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, ainsi qu’un plan de mise en œuvre pour se conformer à la version 2013 de la norme du Groupe CSA N285.5, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU. Le personnel de la CCSN a accepté les plans de mise en œuvre et a confirmé que les deux normes seront mises en œuvre d’ici le 30 juin 2022 en tenant compte des lacunes relevées. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des plans et des calendriers et surveille les progrès d’Énergie NB.

Énergie NB a confirmé que les analyses des lacunes pour la série de normes N287 du Groupe CSA seront effectuées dans le cadre de la comparaison du BPS par rapport aux normes et codes modernes, ce qui pourrait mener à d’autres mises à jour du plan de gestion du bâtiment du réacteur. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Énergie NB concernant la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N287.7, Exigences relatives à la mise à l’essai et à la vérification, en cours d’exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU.

3.3.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Application du principe ALARA

Énergie NB a continué de mettre en œuvre un programme efficace et bien documenté fondé sur les meilleures pratiques de l’industrie visant à garder les doses au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) à Point Lepreau. Les mesures ALARA ont été intégrées à la planification, à l’ordonnancement et au contrôle des travaux.La centrale de Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables en ce qui concerne principe ALARA.

Contrôle des doses aux travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB continuait de respecter les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de mesurer et d’enregistrer les doses reçues par les travailleurs à Point Lepreau. Les activités courantes de vérification de la conformité menées en 2017 ont indiqué que le rendement en ce qui concerne le contrôle des doses aux travailleurs à Point Lepreau était très efficace.

En 2017, les doses de rayonnement aux travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection de Point Lepreau. Les données sur les doses reçues par les travailleurs à Point Lepreau sont présentées à la section 2.7.

Il n’y a eu aucun dépassement des seuils d’intervention liés à l’exposition des travailleurs (exposition aiguë ou annuelle) ni aucun rapport non périodique à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Le personnel de la CCSN n’a observé aucune tendance négative ni exposition imprévue importante sur le plan de la sûreté en raison des activités autorisées à Point Lepreau en 2017. La dose maximale reçue par un travailleur à Point Lepreau en 2017 était de 11,40 mSv, soit environ 23 % de la limite de dose réglementaire.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB avait mis en œuvre un programme de radioprotection à Point Lepreau qui respectait les exigences du Règlement sur la radioprotection. Énergie NB mesure régulièrement le rendement de son programme de radioprotection par rapport aux objectifs, cibles et meilleures pratiques établis par l’industrie. La surveillance exercée par Énergie NB à l’égard de la mise en œuvre et de l’amélioration de ce programme était efficace afin de protéger les travailleurs à Point Lepreau en 2017.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB avait mis en œuvre des mesures de contrôle des dangers radiologiques qui respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables. Ces mesures ont protégé les travailleurs et ont permis de contrôler la contamination radioactive à l’intérieur des limites du site.

Énergie NB a continué de maintenir en place des mesures visant à surveiller et à contrôler les dangers radiologiques. En 2017, aucun seuil d’intervention concernant le contrôle de la contamination n’a été dépassé.

Le personnel de la CCSN a inspecté les mesures de contrôle des dangers radiologiques et a confirmé qu’elles respectaient les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau. Le personnel de la CCSN a également confirmé que les initiatives d’Énergie NB visant l’amélioration continue dans ce domaine ont été mises en œuvre efficacement.

Le personnel de la CCSN a examiné les rapports sur les indicateurs de rendement en matière de sûreté concernant le personnel et les cas de contamination non fixée, et il a confirmé qu’aucun incident important sur le plan de la sûreté n’avait été relevé.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB continuait d’assurer la protection des membres du grand public conformément au Règlement sur la radioprotection. Les doses estimées aux membres du grand public déclarées pour le site de Point Lepreau étaient de 0,0007 mSv, soit bien en deçà de la limite de dose annuelle de 1 mSv pour un membre du grand public (voir la section 2.7 pour de plus amples renseignements).

3.3.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques à Point Lepreau respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau concernant le rendement en matière de santé et de sécurité classiques. Le personnel de la CCSN a observé que le taux de gravité des accidents (TGA) à Point Lepreau était demeuré nul en 2017, tout comme en 2016. La fréquence des accidents (FA) est passée de 0,11 en 2016 à 0,33 en 2017 (voir les figures 11 et 12 de la section 2.8 pour des données supplémentaires). Le personnel de la CCSN a jugé acceptables les valeurs TGA et FA à Point Lepreau.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a déterminé, par des inspections trimestrielles sur le terrain, qu’Énergie NB respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à Point Lepreau en 2017 concernant les pratiques relatives aux échafaudages et aux échelles, la sensibilisation aux obstacles et aux panneaux d’avertissement, l’équipement de protection individuelle et l’entretien ménager.

Les pratiques et les conditions de travail en matière de santé et de sécurité classiques à Point Lepreau ont continué d’assurer un degré élevé de sécurité du personnel. L’environnement de travail continue d’en être un où les pratiques sécuritaires sont encouragées.

Le personnel de la CCSN a vérifié qu’Énergie NB disposait à Point Lepreau de procédures appropriées pour s’assurer que l’environnement et la santé des personnes sont protégés contre les matières dangereuses.

Sensibilisation

En 2017, le personnel de la CCSN a observé que le personnel à Point Lepreau demeurait suffisamment sensibilisé aux dangers classiques en milieu de travail. Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB a continué de respecter ou de dépasser les exigences réglementaires applicables en matière de sensibilisation, en 2017 à Point Lepreau.À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

3.3.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu le DSR Protection de l’environnement à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Contrôle des effluents et des rejets

Le personnel de la CCSN a examiné les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau déclarés pour la centrale de Point Lepreau en 2017 et a confirmé qu’ils étaient demeurés inférieurs aux limites réglementaires. Les rejets sont présentés à la figure 19 en pourcentage des limites de rejet dérivées (LRD) applicables. Les valeurs réelles des rejets et des LRD sont présentées à l’annexe I.

Énergie NB s’est engagée à mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, au plus tard le 30 juin 2018.

Deux normes du Groupe CSA, soit la norme N288.8-F17, Établissement et mise en œuvre de seuils d’intervention pour les rejets dans l’environnement par les installations nucléaires, et la norme N288.3.4, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires, seront examinées et mises en œuvre dans le cadre du BPS, conformément aux conditions préalables pour la comparaison par rapport aux codes et normes modernes. L’ensemble du BPS sera terminé en juin 2021. Le rapport concernant l’impact radiologique sur le facteur de sûreté environnementale, qui inclura ces deux normes, devait être soumis à l’examen de la CCSN à l’automne 2018.

La figure 19 présente les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau à Point Lepreau en 2017.

Figure 19 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
Point Lepreau	0.0536%	0.0000%	0.0000%	0.0000%	0.0000%	0.0046%	0.0003%	0.0000%	0.0005%

Système de gestion de l’environnement

Énergie NB a établi et mis en œuvre, à l’échelle de l’organisation, un système de gestion de l’environnement conformément au REGDOC-2.9.1 de la CCSN, Protection de l’environnement : Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement (2013), pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires et pour s’assurer que ces activités sont menées de manière à prévenir ou réduire les effets négatifs sur l’environnement.

Énergie NB examinait la version 2017 du REGDOC-2.9.1 de la CCSN dans le cadre de son BPS, qui sera terminé en juin 2021, en vue du rapport concernant l’impact radiologique sur le facteur de sûreté environnementale.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale d’Énergie NB et a conclu que le grand public et l’environnement autour de Point Lepreau étaient protégés. Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Énergie NB a harmonisé son programme de surveillance environnementale avec la norme du Groupe CSA N288.4-F10, Programmes de surveillance de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium.

Énergie NB s’est engagée à mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.7, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, d’ici le 30 décembre 2020.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué des travaux dans le cadre du Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) autour du site de Point Lepreau (voir la section 2.9 pour de plus amples renseignements). Les résultats sont disponibles sur la page Web du PISE de la CCSN. Selon les résultats du PISE, le grand public et l’environnement à proximité du site de Point Lepreau étaient protégés et on ne prévoyait aucun impact sur la santé.

Protection du public

Aucune substance dangereuse rejetée par la centrale de Point Lepreau n’a dépassé les limites réglementaires applicables. La dose au public est traitée à la section 2.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a continué de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme efficace de gestion et d’évaluation des risques environnementaux à la centrale de Point Lepreau, conformément aux exigences réglementaires applicables.

En janvier 2017, Énergie NB a présenté la version révisée d’un rapport d’évaluation des risques environnementaux (ERE), fondé sur les données de surveillance des effluents et de l’environnement de 2007 (avant la remise à neuf) et de la période de trois ans entre 2013 et 2015 (après la remise à neuf). L’ERE comprenait une évaluation des risques environnementaux et une évaluation des risques pour la santé humaine relativement aux substances radioactives ou aux substances jugées non radioactives (dangereuses) et préoccupantes, et à des facteurs de stress physique pour l’environnement.

Le personnel de la CCSN a réalisé un examen technique détaillé de l’ERE de 2017 et a constaté que la méthode était conforme aux exigences applicables. Dans l’ensemble, les effets négatifs importants sur l’environnement et la santé humaine découlant des facteurs de stress physique et des rejets de substances radioactives ou non radioactives par la centrale de Point Lepreau étaient peu probables.

Les révisions futures de l’ERE comprendront une évaluation de l’ampleur et de l’étendue du panache thermique dans l’eau de refroidissement rejetée, ainsi qu’une évaluation générale des risques liés à ses effets sur les zones intertidales et près de la surface. Une évaluation supplémentaire des effets potentiels sur l’environnement et la santé humaine des rejets de produits chimiques non radioactifs (substances dangereuses), potentiellement préoccupants, sera également incluse dans les futures révisions de l’ERE.

Énergie NB s’est engagée à mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, d’ici le 30 juin 2020.

3.3.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que celle de l’année précédente.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Énergie NB a maintenu et a continué de soutenir en tout temps une capacité exhaustive d’intervention en cas d’urgence classique à Point Lepreau. Cela comprenait le personnel et l’équipement pour les situations et les événements médicaux mettant en cause des matières dangereuses (HAZMAT), la recherche et le sauvetage, ainsi que l’intervention en cas d’incendie.

Le personnel de la CCSN a conclu que la préparation et l’intervention en cas d’urgence classiques d’Énergie NB respectaient les exigences réglementaires applicables en 2017.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a maintenu et continué de soutenir en tout temps une capacité exhaustive de préparation et d’intervention en cas d’urgences nucléaires qui respectait les exigences réglementaires applicables. Énergie NB a continué d’appuyer les organisations hors site de gestion des urgences et les engagements pris avec celles-ci.

Énergie NB prévoyait respecter entièrement la version 1 du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, en 2018.

MISE À JOUR : En avril 2018, la CCSN a confirmé qu’Énergie NB s’était conformée au REGDOC‑2.10.1, version 1.

Le personnel de la CCSN a demandé à Énergie NB de préparer un plan de mise en œuvre pour partager les données de la centrale avec la CCSN en cas d’urgence. Le personnel de la CCSN a examiné le plan de mise en œuvre d’Énergie NB et l’a jugé acceptable. Le 23 novembre 2017, Énergie NB a présenté une mise à jour sur l’application du plan, et le personnel de la CCSN procédait à son examen à la fin de 2017.

En novembre 2017, Énergie NB a fourni la documentation de conception détaillée portant sur le nouveau Centre des opérations d’urgence hors site. Le personnel de la CCSN en a commencé l’examen en 2017.

En octobre 2018, Énergie NB prévoyait mener un exercice d’urgence nucléaire de grande envergure (d’une durée de deux jours) appelé Défi Synergy 2018 sur le site de la centrale de Point Lepreau, en partenariat avec l’Organisation des mesures d’urgence du Nouveau-Brunswick et les parties intéressées. L’objectif de Défi Synergy 2018 était de tester les capacités globales d’intervention d’urgence des organisations participantes, l’accent étant mis sur la phase de rétablissement.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Dans le cadre de ses activités d’autorisation et de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB a maintenu une capacité exhaustive d’intervention en cas d’incendie et un programme de protection-incendie qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

Énergie NB dispose d’un vaste programme d’exercices et d’entraînements en matière de protection-incendie, qui comprend un centre de formation sur le site de Point Lepreau où se donne de la formation sur des incendies réels.

En plus des activités de vérification de la conformité de la CCSN, Énergie NB effectue des examens par des tiers indépendants qui comportent une inspection annuelle de l’état de la centrale, une vérification semestrielle des exercices d’incendie et une vérification triennale du programme de protection-incendie.

En intégrant dans le programme d’exercices et d’entraînements les résultats des constats de la CCSN ainsi que les observations et recommandations des examens réalisés par des tiers, le rendement de l’équipe d’intervention d’urgence a continué de s’améliorer.

3.3.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des déchets à Point Lepreau et à l’IGDRS atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que la caractérisation des déchets par Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables. Énergie NB a continué d’utiliser des programmes efficaces pour caractériser les déchets radioactifs et dangereux tout au long de 2017. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de gestion des déchets d’Énergie NB visant à réduire au minimum les déchets radioactifs respectait les exigences réglementaires applicables. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets d’Énergie NB respectaient les exigences réglementaires applicables.

Énergie NB a terminé l’analyse des lacunes et le plan de mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N292.0-F14, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié. Énergie NB prévoyait se conformer à cette norme au plus tard en juillet 2018. En septembre 2017, Énergie NB a confirmé à la CCSN que la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N292.3-F14, Gestion des déchets faiblement et moyennement radioactifs, était terminée. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés et a continué de surveiller la mise en œuvre de ces deux normes par Énergie NB.

Installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS)

Le site de Point Lepreau comprend également l’installation de gestion des déchets radioactifs solides (IGDRS). Celle-ci est située dans la zone d’exclusion de la centrale de Point Lepreau et comprend les sites des phases I, II et III qui servent au stockage des matières radioactives solides produites par l’exploitation de la centrale de Point Lepreau. Voici une description de chaque phase :

• la phase I de l’installation sert à entreposer les déchets d’exploitation.
• la phase II est une installation de stockage à sec du combustible usé.
• l’extension de la phase II offre une zone supplémentaire préparée en 2006 pour permettre le stockage à sec du combustible usé. L’approbation est requise avant sa mise en service et son utilisation conformément à la condition de permis 15.2 du permis d’exploitation actuel.
• la phase III de l’installation sert à stocker les déchets provenant des travaux de retubage et d’autres opérations effectuées pendant l’arrêt pour remise à neuf.

Comme l’IGDRS est située à courte distance de la centrale de Point Lepreau, les déchets doivent être transportés de la centrale à l’installation. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire concernant ces transferts de déchets, la CCSN a conclu qu’Énergie NB a fait preuve d’une gestion et d’un contrôle uniformes et conformes dans la manutention et le stockage des déchets, et qu’elle a pris les mesures nécessaires pour exploiter l’IGDRS de façon sûre, conformément à toutes les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection sur le site de l’IGDRS. Lors de cette inspection, le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté (p. ex. graffitis affichés sur une boîte métallique, panneaux de transport de substances de rayonnement sur un contenant d’expédition vide, et autocollants de mise en garde contre les rayonnements ne contenant aucun renseignement et apposés sur des conteneurs jaunes), qu’Énergie NB a corrigés à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Le personnel de la CCSN a effectué une inspection axée sur les pratiques de gestion des déchets en avril 2016. Cette inspection a permis au personnel de la CCSN de confirmer qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires. Toutefois, il a relevé des cas de non-conformité concernant la protection contre les éléments des vannes d’échantillonnage des bidons de combustible. En février 2017, Énergie NB a élaboré et mis en œuvre un plan de mesures correctives pour corriger cette non-conformité, à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Le permis d’exploitation (condition de permis 15.4) exige qu’Énergie NB présente un rapport trimestriel sur l’IGDRS. Le personnel de la CCSN a examiné tous les rapports et les renseignements soumis pour 2017 et s’est dit satisfait des documents fournis par Énergie NB.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB a pris les mesures nécessaires pour exploiter l’IGDRS de façon sûre et qu’elle respectait toutes les exigences réglementaires applicables.

Plans de déclassement

Le plan préliminaire de déclassement (PPD) de Point Lepreau respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. Les garanties financières connexes sont décrites à la section 3.3.15.

En septembre 2017, Énergie NB a présenté son plan de mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N294-F09, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires. Énergie NB s’est engagée à respecter la norme au plus tard en février 2018. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés en 2017.

3.3.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Sécurité à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’installations et d’équipement. Énergie NB a continué de maintenir en bon état de fonctionnement l’équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie à Point Lepreau.

Cybersécurité

Énergie NB maintient un programme de cybersécurité à Point Lepreau. Aucun événement touchant la cybersécurité n’a été signalé en 2017.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection axée sur la cybersécurité et a relevé des points de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté. Énergie NB a soumis un plan de mesures correctives pour régler ces non-conformités. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures proposées et surveillait les progrès réalisés.

Énergie NB procédait à la mise à jour du programme de cybersécurité à Point Lepreau afin qu’il soit entièrement conforme à la norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, d’ici le 31 décembre 2019. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de la sécurité dans ce domaine.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’intervention à Point Lepreau.

En 2017, le personnel de la CCSN a mesuré l’efficacité de ce domaine au moyen d’un exercice d’évaluation de la sécurité « force contre force » et d’une inspection sur le site. Énergie NB a corrigé les lacunes concernant les techniques de formation et l’amélioration de la surveillance par la direction et de la rigueur des procédures, lacunes qui avaient été relevées dans le rapport sur l’exercice, et Énergie NB a commencé à mettre en œuvre des plans de mesures correctives.

Les points à améliorer relevés dans le rapport d’inspection sur le site ont été résolus par Énergie NB en temps opportun.

À la lumière de son examen des rapports, le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait pas de problème important sur le plan de la sûreté pour ce qui est des mesures d’intervention.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB avait mis en œuvre à Point Lepreau des pratiques de sécurité conformes aux exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN a inspecté le programme de sécurité d’Énergie NB en 2017. Il a déterminé que des procédures adéquates étaient en place. Cependant, il a relevé des cas de non‑respect des procédures relatives à l’accès à la zone protégée. Énergie NB a pris les mesures appropriées pour corriger ces non-conformités en temps opportun, à la satisfaction du personnel de la CCSN.

À l’égard de ce domaine particulier, la CCSN n’a fait aucun constat important sur le plan de la sûreté. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller et d’examiner les événements à déclaration obligatoire concernant les écarts par rapport aux procédures de sécurité à Point Lepreau.

Énergie NB a l’intention de respecter les nouvelles exigences en matière de contrôle de sécurité lorsque la CCSN aura mis à jour le REGDOC-2.12.2, Cote de sécurité donnant accès aux sites.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices d’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, Énergie NB a continué d’améliorer son programme d’entraînements et d’exercices et a réalisé ces activités à un niveau acceptable. Énergie NB a satisfait à toutes les exigences réglementaires applicables à l’égard de ce domaine particulier. De plus, Énergie NB a corrigé un domaine d’amélioration relevé lors de l’un des exercices.

À la suite des constats faits au cours des activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a conclu que les éléments du programme d’entraînements et d’exercices devaient porter sur les aspects à améliorer, décrits dans le rapport sur les exercices. Énergie NB a présenté un plan de mise en œuvre afin de donner suite à plusieurs constats qui ont été faits lors de la vérification de la conformité. Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de la sûreté à l’égard de ce domaine particulier.

3.3.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé que le contrôle et la comptabilité des matières nucléaires, par Énergie NB à Point Lepreau, respectaient les exigences réglementaires applicables en 2017. À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du rendement d’Énergie NB à l’égard de ce domaine particulier.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

En 2017, le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’accès et d’assistance. Énergie NB a accordé à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) un accès et une assistance adéquats pour les activités relatives aux garanties, y compris les inspections, l’entretien de l’équipement et l’application courante de scellés à Point Lepreau.

En 2017, l’AIEA a effectué une vérification de l’inventaire physique, une inspection aléatoire à court préavis et deux inspections inopinées à Point Lepreau.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information sur les opérations et la conception à Point Lepreau.

Énergie NB a présenté en temps opportun à la CCSN son programme opérationnel annuel, accompagné de mises à jour trimestrielles pour Point Lepreau, et la mise à jour annuelle des renseignements conformément au Protocole additionnel de l’AIEA. Les renseignements fournis répondaient aux exigences de la CCSN en matière de présentation de renseignements.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Énergie NB a appuyé les activités de fonctionnement et d’entretien de l’équipement de l’AIEA à Point Lepreau, y compris l’entretien et l’installation des équipements de surveillance, pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties de l’installation.

En septembre 2017, Énergie NB a signalé à la CCSN un événement concernant le déplacement d’une plateforme sur le site de stockage en silos à Point Lepreau. Il en a résulté le déplacement d’une caméra de l’AIEA, sans que celle‑ci en soit avisée au préalable. L’AIEA a par la suite confirmé que la continuité des connaissances avait été maintenue. Par conséquent, il n’y a eu aucune incidence sur la mise en œuvre des garanties à l’installation. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par Énergie NB au sujet de cet événement. Celui‑ci n’a pas affecté la cote globale de ce DSR.

3.3.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport à Point Lepreau atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation a été effectué de manière sûre.

Pour ce qui est du transport sur le site des substances nucléaires, Énergie NB a assuré un niveau de sûreté équivalent à celui requis pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sécurité des travailleurs, le grand public et l’environnement.

Conception et entretien des colis, emballage et transport et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB disposait d’un programme d’emballage et de transport à Point Lepreau qui respectait le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Aucun événement lié à l’emballage ou au transport n’a été signalé en 2017.

3.3.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Énergie NB respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information et de divulgation en 2017. Énergie NB a fourni suffisamment d’information sur l’état de la centrale de Point Lepreau au moyen de diverses activités de communication. Avant le renouvellement de son permis en 2017, Énergie NB a tenu diverses séances d’information dans les collectivités environnantes pour discuter de sa demande de renouvellement de permis.

Relations avec les Autochtones

Le personnel de la CCSN a observé qu’Énergie NB disposait d’un programme de mobilisation s’adressant expressément aux Autochtones. Tout au long de l’année 2017, Énergie NB a rencontré les collectivités et organisations autochtones intéressées et a partagé avec celles‑ci des renseignements, en l’occurrence la Nation Wolastoqey du Nouveau-Brunswick, Mi'gmawe'l Tplu'taqnn Incorporated, la Première Nation Peskotomuhkati à Skutik, la Première Nation de Sipekne’katik, ainsi que l’Union of New Brunswick Indians et Mawiw Council Inc. Les sujets d’information et de discussion comprenaient les activités actuelles d’Énergie NB à Point Lepreau, la demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches, la gestion des déchets, la surveillance environnementale, le processus d’approbation environnementale et réglementaire, l’éducation et la sensibilisation à la culture autochtone.

Garanties financières

En 2017, le personnel de la CCSN a terminé l’examen du plan annuel de mise à jour de 2015 d’Énergie NB concernant les garanties financières pour Point Lepreau. Le personnel de la CCSN a conclu que la valeur des fonds était suffisante, selon les estimations révisées. Au 31 mars 2017, la valeur de la garantie financière s’élevait à 689,7 millions de dollars, ce qui dépassait les 567,8 millions de dollars requis.

3.4 Bruce‑A et Bruce‑B

L’évaluation en matière de sûreté présentée ci-dessous pour chaque DSR est propre à l’installation évaluée. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2.Les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour Bruce‑A et Bruce‑B, en date de décembre 2017, figurent à  l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de sûreté

L’évaluation en matière de sûreté de Bruce‑A et de Bruce‑B en 2017 a donné lieu aux cotes de rendement indiquées dans le tableau 21. D’après les observations et les évaluations des DSR, le personnel de la CCSN a conclu que les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B ont été exploitées de façon sûre. La cote globale était « Entièrement satisfaisant » pour Bruce‑A et « Satisfaisant » pour Bruce‑B, soit les mêmes cotes intégrées que l’année précédente.

Tableau 21 : Cotes attribuées au rendement des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce‑A	Bruce‑B
Système de gestion	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA
Radioprotection	ES	ES
Santé et sécurité classiques	ES	SA
Protection de l’environnement	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES
Sécurité	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA
Cote globale	ES	SA

Légende :

• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

3.4.0 Introduction

Les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B sont situées sur les rives du lac Huron, dans la municipalité de Kincardine, en Ontario. Les installations sont exploitées par Bruce Power, en vertu d’un contrat de location avec le propriétaire, OPG.

Bruce‑A compte quatre réacteurs CANDU (tranches 1 à 4) d’une puissance brute de 831 mégawatts électriques (MWé) chacun. Bruce‑B compte quatre réacteurs CANDU (tranches 5 à 8) d’une puissance brute de 872 MWé chacun. Les huit tranches ont été opérationnelles tout au long de 2017.

Le présent rapport de surveillance réglementaire examine ensemble les deux centrales parce que Bruce‑A et Bruce‑B ont un seul permis d’exploitation d’un réacteur de puissance et que Bruce Power utilise des programmes communs aux deux centrales. Cependant, le rendement de chaque centrale est évalué séparément en raison de différences dans la mise en œuvre de certains programmes à Bruce‑A et Bruce‑B.

L’installation de gestion des déchets Western (IGDW) est également située sur le même site. Toutefois, comme OPG l’exploite en vertu d’un permis différent, elle est évaluée séparément à la section 3.5 du présent RSR.

Bruce Power exploite également l’installation d’entretien central et de lavage (IECL) sur le site de Bruce Power. L’IECL s’occupe des substances nucléaires associées à l’entretien de l’équipement et des instruments contaminés, à la réparation des combinaisons contaminées et à la lessive des vêtements de protection. Étant donné qu’elle a été exploitée en vertu d’un permis différent de celui de Bruce‑A et de Bruce‑B pendant la majeure partie de 2017 (voir la section suivante), les énoncés généraux de l’évaluation en matière de sûreté du site de Bruce ne peuvent pas être considérés comme s’appliquant également à l’IECL.

Délivrance de permis

Le permis d’exploitation des centrales de Bruce‑A et Bruce‑B vient à échéance le 31 mai 2020.

Le 1^er juillet 2017, le permis de déchets de substances nucléaires qui autorise l’exploitation de l’IECL a été révoqué. Les travaux autorisés en vertu du permis de déchets appuient les activités autorisées à Bruce‑A et à Bruce‑B et sont également autorisés par le permis d’exploitation. Par conséquent, il n’a pas été nécessaire de modifier le permis d’exploitation en raison de la révocation du permis de déchets. Comme l’IECL est une installation à faible risque, une modification simple a été apportée au manuel des conditions de permis (MCP) de Bruce pour l’étendre à l’exploitation continue de l’IECL, en plus de Bruce‑A et de Bruce‑B. Aucune modification n’a été apportée au permis d’exploitation de Bruce‑A et de Bruce‑B en 2017.

En juin 2017, Bruce Power a présenté une demande de renouvellement de permis ^{Référence 6} à la CCSN, deux ans avant l’expiration du permis actuel, afin d’appuyer les activités de planification nécessaires à la remise à neuf des tranches 3 à 8 (notamment la définition de la portée des travaux). Bruce Power a demandé un permis d’une durée de 10 ans, qui couvrirait l’exploitation et les activités liées à la remise à neuf (projet de remplacement des composants majeurs (RCM)).

MISE À JOUR : La Partie 1 de l’audience de la Commission sur le renouvellement du permis d’exploitation a eu lieu en mars 2018 et la Partie 2 en mai 2018.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

Bruce Power a présenté l’ébauche d’une demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches à la CCSN en 2016. D’après les commentaires reçus de la CCSN, Bruce Power a présenté une demande révisée en mai 2017, que le personnel de la CCSN a partagée avec les collectivités autochtones intéressées. Le personnel de la CCSN a effectué un examen technique et a demandé à Bruce Power des renseignements supplémentaires sur les analyses des incertitudes et des détails sur les méthodes de détermination de la biomasse du poisson et de surveillance. Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a fait des progrès satisfaisants concernant cette demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches.

MISE À JOUR : En mai 2018, Bruce Power a présenté à la CCSN un projet révisé d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches. Le personnel de la CCSN a terminé son examen du caractère suffisant de l’ébauche de la demande en août 2018 et l’a jugée suffisante, dans la mesure où Bruce Power y incorporait les renseignements supplémentaires demandés par la CCSN et les collectivités autochtones locales. À titre de coordonnateur des consultations de la Couronne, le personnel de la CCSN a demandé à la Collectivité métisse historique de Saugeen, à la Nation métisse de l’Ontario et à la Nation des Ojibway de Saugeen de formuler des commentaires sur l’ébauche de la demande. Bruce Power a consulté les collectivités autochtones afin de répondre adéquatement à leurs demandes d’information dans la demande finale. La présentation officielle de Bruce Power au MPO était attendue plus tard en 2018.

Bilan périodique de sûreté

Bruce Power a effectué un bilan périodique de sûreté à l’appui du renouvellement de son permis d’exploitation en 2018 et de la remise à neuf prévue des tranches 3 à 8. Bruce Power a élaboré un plan intégré de mise en œuvre (PIMO) qui proposait des améliorations à la sûreté et prévoyait des délais de mise en œuvre. Le personnel de la CCSN a accepté le PIMO de Bruce Power en septembre 2017.

MISE À JOUR : En 2018, Bruce Power a présenté la première mise à jour annuelle du PIMO. Après examen, le personnel de la CCSN a confirmé que neuf des éléments du PIMO ont été achevés et que des progrès satisfaisants ont été réalisés pour le reste des mesures.

Manuel des conditions de permis

Deux révisions ont été apportées à l’ancien manuel des conditions de permis de Bruce en 2017. Une des révisions portait sur la révocation du permis de déchets de l’IECL, et l’élargissement du MCP pour couvrir les activités qui étaient régies par le permis de déchets. L’annexe F présente un résumé des changements qui ont été apportés au MCP en 2017.

Remise à neuf

Le projet de RCM concerne les tranches 3 à 8 et devrait débuter en 2020 avec la tranche 6. Comme il est mentionné ci‑dessus, Bruce Power a terminé la remise à neuf des tranches 1 et 2 en 2012. Le projet de RCM comprend le remplacement des composants majeurs, comme les générateurs de vapeur, les canaux de combustible et les conduites d’alimentation.

Rapports initiaux d’événement

Trois rapports initiaux d’événement (RIE) concernant le site de Bruce ont été soumis à la Commission pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018. Le tableau 22 présente de plus amples renseignements sur ces rapports.

Tableau 22 : Rapports initiaux d’événement pour Bruce‑A et Bruce‑B

Objet	Brève description
Choc électrique reçu par un travailleur Référence 18	Le 27 mars 2017, un travailleur a été blessé alors qu’il effectuait des essais post-entretien sur un disjoncteur de 13,8 kV à la tranche 5 de Bruce‑B, conformément à la procédure applicable. Le travailleur a touché la partie sous tension du circuit et a reçu une décharge électrique. Le personnel d’urgence de la centrale est intervenu et a soigné le travailleur qui a ensuite été envoyé à l’hôpital de Kincardine, puis transféré à l’unité des grands brûlés du London Hospital. Toutes les équipes de travail à Bruce‑A et Bruce‑B ont été retirées jusqu’à ce qu’elles aient eu une discussion en personne sur la sécurité avec leurs gestionnaires. Bruce Power a également mis en place des mesures compensatoires pour tous les travaux d’électricité. Le ministère du Travail de l’Ontario a mené l’enquête concernant cet événement. Comme le prévoit le protocole d’entente avec le ministère du Travail, le personnel de la CCSN l’a aidé dans son enquête. Le personnel de la CCSN a donné suite à l’événement en examinant de nombreux documents, en inspectant les lieux de l’événement et en interrogeant le personnel du titulaire de permis. Le personnel de la CCSN a déterminé que les mesures correctives prises par Bruce Power pour éviter que ce problème ne se reproduise étaient adéquates. Le personnel de la CCSN a effectué une inspection réactive pour assurer le suivi de cet événement et a constaté que des pratiques de protection au travail étaient nécessaires pour éviter qu’une telle situation ne se reproduise. De plus, le personnel de la CCSN a déterminé que le groupe de travail responsable qui était chargé des essais post-entretien n’avait pas mis en œuvre les exigences du programme de sécurité électrique pendant l’arrêt prévu de la tranche 5 en 2017. D’après les activités de surveillance et de suivi, le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power avait réglé le problème.
Joint d’étanchéité de la pompe du circuit caloporteur primaire (tranche 3) Référence 19	Le 2 août 2017, pendant l’arrêt prévu pour entretien de la tranche 3, une défaillance du joint d’étanchéité de la pompe 4 du circuit caloporteur primaire a entraîné une fuite d’eau lourde à l’extérieur de l’enceinte de confinement, ce qui a présenté un risque de contamination attribuable au tritium dans l’air de la zone. Par mesure de précaution, l’accès à Bruce‑A a été restreint au personnel essentiel et le nettoyage a été effectué par du personnel portant un équipement de protection individuelle (EPI) approprié. On a constaté une augmentation des rejets de tritium en suspension dans l’air, mais elle était inférieure aux seuils d’intervention de Bruce Power. La dose totale attribuée à cet événement pour tous les travailleurs était de 1,72 mSv et la dose individuelle la plus élevée était de 0,63 mSv, bien en deçà des limites réglementaires. Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power a répondu de façon appropriée. Les rejets ont été surveillés et jugés inférieurs aux limites de rejet, de sorte que l’impact sur la sécurité des travailleurs et du grand public ou sur l’environnement a été minime. En réponse à une demande du personnel de la CCSN, Bruce Power a effectué une analyse des causes fondamentales de ces défaillances depuis 2003. Bruce Power a relevé un certain nombre de causes communes pour ces événements répétés et de causes probables pour l’événement de la tranche 3. Toutefois, Bruce Power n’a pas trouvé la cause fondamentale précise de la défaillance.Bruce Power a élaboré un plan de mesures correctives pour régler toutes les causes probables.
Fuite du joint d’étanchéité de la pompe du circuit caloporteur primaire (tranche 4). Référence 20	Le 4 mars 2018, alors que la tranche 4 de Bruce‑A était en exploitation, des indications d’un problème potentiel ont été reçues dans la salle de commande et l’arrêt de la tranche a été amorcé. Après le déclenchement de l’arrêt, une fuite s’est produite sur le joint d’étanchéité de la pompe 4 du circuit caloporteur primaire. La fuite s’est arrêtée lorsque la pression du réacteur a atteint 3 MPa pendant l’arrêt du réacteur.Toutefois, de l’eau lourde a fui de cinq fûts et s’est écoulée hors de l’enceinte de confinement vers une zone endiguée de la centrale électrique, ce qui a causé un danger de contamination par le tritium et de contamination non fixée dans cette zone. Par mesure de précaution, l’accès à Bruce‑A a été limité au personnel essentiel et le nettoyage a été effectué par du personnel portant un EPI approprié. La fuite a été contenue dans une zone endiguée.

Programme de conformité

Les activités annuelles du programme de vérification de la conformité de la CCSN sont présentées à l’annexe G pour Bruce-A et Bruce-B. Les inspections du site de Bruce qui ont été prises en compte dans les évaluations en matière de sûreté pour le présent RSR figurent à l’annexe J.

3.4.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion à Bruce‑A et Bruce‑B atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Système de gestion

Bruce Power a mis en œuvre et a respecté les exigences de la norme du Groupe CSA N286-F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN a déterminé que la documentation du système de gestion de Bruce Power était adéquate. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller la mise en œuvre, par Bruce Power, de la norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, dont l’achèvement était prévu pour décembre 2018. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’une structure organisationnelle, ainsi que de rôles et de responsabilités bien définis. À la fin de 2017, aucune mesure en suspens n’avait été relevée à la suite des activités de surveillance réglementaire.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’un programme adéquat de gestion du changement qui est conforme aux exigences réglementaires applicables.

Bruce Power a fourni des mises à jour annuelles sur les progrès réalisés concernant la fermeture des autres dossiers de modification de la conception liés au redémarrage des tranches 1 et 2 de Bruce, dont la date d’achèvement prévue est en 2019.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a jugé que Bruce Power a continué de favoriser une saine culture de sûreté à Bruce‑A et Bruce‑B en 2017. Le personnel de la CCSN a vérifié que le programme de culture de sûreté à Bruce‑A et Bruce‑B respectait un processus établi d’autoévaluation de la culture de sûreté à des intervalles prévus.

La dernière évaluation de la culture de sûreté réalisée à Bruce Power en 2016 incluait les entrepreneurs. C’était la première évaluation à intégrer une autoévaluation de la culture de sécurité. La CCSN surveillera la prochaine autoévaluation de la culture de sûreté de Bruce Power, prévue en 2019, et toute mesure d’amélioration qui sera entreprise.

Gestion de la configuration

Bruce Power a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) conformément à ses programmes de gestion de la configuration et aux exigences réglementaires.

Bruce Power dispose d’une stratégie visant à réduire le nombre de changements temporaires de configuration. La CCSN a confirmé que même si les changements temporaires de configuration à Bruce‑A ont continué de diminuer, ils étaient toujours supérieurs à l’objectif. Les changements temporaires de configuration à Bruce‑B n’ont pas dépassé l’objectif. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la mise en œuvre des mesures correctives visant à réduire le nombre de changements temporaires de configuration aux deux centrales.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de maintenir et de mettre en œuvre un système de gestion des documents conforme aux exigences applicables. Bruce Power a pris des mesures correctives pour améliorer l’exhaustivité de ses documents, à l’égard desquels un problème avait été relevé en 2017.

Gestion des entrepreneurs

En 2017, le personnel de la CCSN a confirmé que les interfaces entre Bruce Power et ses entrepreneurs ont été planifiées, définies, contrôlées et comprises conformément aux exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de gestion des entrepreneurs et a relevé des cas de non-conformité présentant un faible risque et concernant les qualifications des sous-traitants, la surveillance des entrepreneurs qui ont exécuté des activités dans le cadre du système de gestion de Bruce Power, ainsi que la surveillance de la documentation des entrepreneurs. Bruce Power a présenté un plan de mesures correctives qui devait être terminé en 2018. Le personnel de la CCSN a jugé ce plan acceptable et en surveillait la mise en œuvre.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière de continuité des opérations.

Bruce Power disposait d’un plan d’urgence adéquat pour maintenir ou rétablir les fonctions d’exploitation et de sûreté essentielles en cas de circonstances difficiles, notamment une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou une grève.

Définition de problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière de détermination de problèmes et d’OPEX.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la mise en œuvre du programme OPEX de Bruce Power, y compris sa mise en œuvre par les entrepreneurs. L’inspection a confirmé que Bruce Power a déterminé et mis en œuvre l’expérience d’exploitation provenant de sa propre organisation et de l’industrie nucléaire canadienne et étrangère.

En 2017, le personnel de la CCSN a également inspecté le programme de définition et de résolution des problèmes de Bruce Power et a conclu que l’analyse des causes fondamentales et d’autres méthodes d’enquête respectaient les exigences réglementaires applicables.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement. Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler en 2017.

3.4.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables concernant la gestion de la performance humaine en 2017. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Programme de performance humaine

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power avait mis en œuvre et maintenu un programme de performance humaine qui respectait les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a mis en œuvre plusieurs initiatives, notamment « You Can Count on Me. Every Step. Every Time. Every Day. », qui vise l’amélioration continue de la performance humaine à Bruce‑A et à Bruce‑B. Aucune mesure n’a été relevée à la suite des activités de surveillance réglementaire.

Formation du personnel

Bruce Power disposait d’un système de formation bien documenté et robuste fondé sur une approche systématique à la formation (ASF). La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de formation du personnel de la division de l’ingénierie. Le personnel de la CCSN a constaté que le programme de formation était défini et documenté conformément au système de formation ASF de Bruce Power. Un cas de non-conformité aux procédures, de faible importance sur le plan de la sûreté, a été relevé et concernait l’établissement d’un lien entre le personnel du service d’ingénierie et celui du service de formation au sujet des qualifications appropriées. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la mesure prise rapidement par Bruce Power pour corriger cette non-conformité.

Accréditation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’accréditation du personnel de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN a examiné le rapport de dotation du personnel accrédité, ainsi que les demandes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation, et a confirmé que le personnel accrédité à Bruce‑A et Bruce‑B possédait les connaissances et les compétences nécessaires pour s’acquitter de ses fonctions en toute sécurité et avec compétence.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation du personnel à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a mené des activités de vérification de la conformité axées sur l’administration des examens d’accréditation initiale sur simulateur à Bruce-A et des examens de requalification sur simulateur à Bruce-B. La plupart des constats ont donné lieu à des recommandations d’amélioration continue. Le personnel de la CCSN a observé quelques points de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté au cours de l’évaluation de la conception d’un examen d’accréditation initiale sur simulateur à Bruce‑A. Le personnel de la CCSN a noté que même si Bruce Power avait plus que le nombre minimal de caractéristiques de conception valables pour un examen d’accréditation sur simulateur, certaines des caractéristiques supplémentaires fournies ne respectaient pas les objectifs des exigences réglementaires applicables. Comme l’examen d’accréditation sur simulateur répondait aux exigences minimales de conception, ces points de non-conformité n’ont pas eu d’incidence sur la validité de l’examen en question. Bruce Power a mis en œuvre un plan de mesures correctives pour donner suite à ces constats, plan qui a été examiné et jugé acceptable par le personnel de la CCSN.

En 2017, Bruce Power a soumis sa proposition visant à modifier la méthode de l’un des examens d’accréditation requis, afin d’utiliser un format avec questions à choix multiples. Le personnel de la CCSN a examiné la proposition de Bruce Power et a accepté l’utilisation du format proposé à titre de projet pilote pour l’administration des examens d’accréditation générale.

Organisation du travail et conception des tâches

L’effectif minimal à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables. Bruce Power disposait d’un processus de planification de l’effectif pour s’assurer qu’un nombre adéquat de travailleurs était maintenu à Bruce‑A et Bruce‑B.

En 2017, Bruce‑A et Bruce‑B ont connu quatre événements à déclaration obligatoire concernant des violations de l’effectif minimal. Tous ces événements ont été promptement signalés et on a jugé que leur impact sur l’exploitation sûre des centrales avait été minime ou nul (voir la section 2.2).

Bruce Power a signalé de nombreuses infractions concernant les heures de travail en 2017. Afin de réduire la non-conformité à l’effectif minimal, Bruce Power a mis en place des mesures pour éviter de dépasser les limites relatives aux heures de travail. Pour plus de détails sur la réduction de l’incidence des heures de travail qui dépassent les limites, voir la section traitant de l’aptitude au travail.

Aptitude au travail

En 2017, Bruce Power a dépassé à plusieurs reprises les limites d’heures de travail du personnel accrédité à Bruce‑A et Bruce‑B, afin de maintenir l’effectif minimal (62 à Bruce‑A et 59 à Bruce‑B). Ces dépassements, qui étaient nécessaires pour maintenir un effectif minimal, auraient pu avoir une incidence sur la fatigue des travailleurs et donc sur leur rendement. Les efforts de Bruce Power pour prévenir le risque d’infractions futures en matière d’heures de travail se poursuivaient. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller la mise en œuvre, par Bruce Power, du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome I : Gérer la fatigue des travailleurs, ainsi que les progrès réalisés pour régler la question de la fatigue des travailleurs.

À la suite des non-conformités concernant les limites d’heures de travail, en janvier 2017, le personnel de la CCSN a effectué un examen documentaire ciblé de la gestion de la fatigue afin de déterminer si Bruce Power avait mis en place des mesures pour réduire le nombre de non‑conformités et atténuer les effets de la fatigue chez les travailleurs. Le personnel de la CCSN a relevé des cas de faible importance, plus particulièrement en ce qui a trait à l’établissement d’un processus mieux défini de gestion de la fatigue et au renforcement des exigences concernant les procédures visant à prévenir ou à atténuer le risque d’erreurs liées à la fatigue. Pour donner suite aux constats du personnel de la CCSN, Bruce Power s’était engagée à réviser ses procédures et prévoyait intégrer les exigences du REGDOC-2.2.4. La stratégie de Bruce Power visant à réduire les dépassements des heures de travail a été jugée acceptable par le personnel de la CCSN.

Bruce Power s’est également engagée à mettre en œuvre le REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues. La mise en œuvre complète était prévue pour décembre 2019.

3.4.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation à Bruce‑A et Bruce‑B respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à la conduite des activités autorisées à Bruce‑A et Bruce‑B. Le personnel de la CCSN a noté que Bruce Power a continué d’exploiter Bruce‑A et Bruce‑B d’une manière sûre et sécuritaire, en tenant suffisamment compte de la santé, de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, de la protection de l’environnement et des obligations internationales. Bruce Power a exploité les deux centrales à l’intérieur des limites de ses lignes de conduite pour l’exploitation et des exigences de sûreté opérationnelle.

En 2017, Bruce‑A a connu deux arrêts d’urgence du réacteur, aucun recul rapide de puissance ni baisse contrôlée de puissance. Bruce‑B n’a connu aucun arrêt d’urgence, un recul rapide de puissance et six baisses contrôlées de puissance. Tous les transitoires ont été correctement contrôlés et la réduction de puissance a été automatiquement déclenchée par les systèmes de contrôle des réacteurs. Il n’y a pas eu d’impact sur la sûreté des réacteurs. Le personnel de la CCSN a confirmé que le personnel de Bruce Power avait suivi les procédures approuvées et pris les mesures correctives appropriées pour tous les transitoires.

Procédures

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait de processus bien définis pour la préparation, l’examen, la validation, la diffusion et la révision des procédures. La majorité des observations à l’égard de ce domaine particulier en 2017 ont révélé qu’il était conforme. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la qualité des procédures de Bruce Power et a constaté qu’elles respectaient les exigences réglementaires applicables.

Rapport et établissement de tendances

En 2017, Bruce Power a soumis 92 rapports d’événement à la CCSN, conformément au REGDOC‑3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrale nucléaire de la CCSN. Deux de ces événements ont donné lieu à des RIE, comme il est indiqué ci‑dessus dans le tableau 22 de la section 3.4. Bruce Power a affiché sur son site Web de l’information sur tous les rapports d’événement.

Tous les rapports périodiques prévus pour 2017 ont été soumis à la CCSN en temps opportun et étaient adéquats.

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques en matière de rapports et de tendances à Bruce‑A et Bruce‑B respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires et les attentes applicables en 2017.

Rendement de la gestion des arrêts

Bruce Power a démontré de bons niveaux de rendement et d’atteinte des objectifs pendant les arrêts pour entretien. En 2017, Bruce‑A a connu cinq arrêts forcés touchant quatre réacteurs. Bruce‑B a connu six arrêts forcés touchant quatre réacteurs (surtout la tranche 7). Tous les arrêts forcés ont été déclenchés par Bruce Power pour effectuer les réparations nécessaires, principalement sur l’équipement de service qui avait mal fonctionné de façon imprévue.

En 2017, Bruce‑A avait un arrêt planifié et Bruce‑B en avait deux. Tous les arrêts planifiés et imprévus (forcés) ont fait l’objet d’un suivi approprié de la part de Bruce Power. Le personnel de la CCSN a inspecté tous les arrêts planifiés, et a pu confirmer que toutes les activités liées aux arrêts, y compris les garanties d’arrêt des réacteurs et la gestion des puits de chaleur, ont été effectuées en toute sûreté par Bruce Power.

Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de Bruce Power en matière de gestion des arrêts respectait ou dépassait les exigences réglementaires et les attentes en 2017.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a exercé ses activités dans les limites des paramètres d’exploitation sûre et a respecté les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a poursuivi la mise en œuvre des améliorations continues des paramètres d’exploitation sûre en 2017. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés concernant la mise en œuvre de paramètres d’exploitation sûre aux deux centrales.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que la gestion des accidents graves et le rétablissement subséquent respectait les exigences réglementaires applicables en la matière à Bruce-A et Bruce‑B. Bruce Power a démontré l’efficacité des lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) au moyen d’exercices et d’entraînements tenus régulièrement aux centrales de Bruce-A et Bruce-B. La mise à jour des LDGAG afin d’inclure des mesures de prévention des événements touchant plusieurs tranches était en cours. En 2017, la CCSN a entrepris un examen ciblé de la documentation des LDGAG pour Bruce‑A et Bruce‑B, y compris les mises à jour récentes. Le personnel de la CCSN s’attendait à terminer l’examen en 2019.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de Bruce Power concernant la gestion des accidents et le rétablissement respectaient les exigences réglementaires applicables en 2017. Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler en 2017.

3.4.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté aux centrales de Bruce‑A et Bruce‑B respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que les analyses de la sûreté pour Bruce‑A et Bruce‑B prévoyaient des marges de sûreté adéquates. Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’exploitation sûre. Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’un programme bien géré pour effectuer des analyses déterministes de la sûreté et que l’analyse de la sûreté existante demeurait adéquate pendant la mise en œuvre continue du REGDOC-2.4.1 de la CCSN, Analyse déterministe de la sûreté.La mise en œuvre du REGDOC‑2.4.1 est un processus à long terme. Bruce Power a terminé la première phase (trois ans) en 2017. En janvier 2017, Bruce Power a soumis au personnel de la CCSN, pour examen, les documents techniques de base pour les événements de mode commun à Bruce‑A et les résultats analytiques. Les analyses des événements de mode commun à Bruce‑A et Bruce‑B ont été intégrées aux rapports de sûreté mis à jour pour Bruce‑A et Bruce‑B.Ces mises à jour ont été soumises, avec d’autres mises à jour du rapport de sûreté avant la fin de 2017. Le personnel de la CCSN les examine.

MISE À JOUR : Bruce Power a soumis l’évaluation à jour de la protection-incendie (examen de la conformité aux codes, analyse des risques d’incendie (ARI) et analyse de l’arrêt sûr en cas d’incendie (AASI)) en 2017. En janvier 2018, le personnel de la CCSN a déterminé que l’analyse de la sécurité-incendie, qui comprenait l’ARI et l’AASI, respectait les exigences réglementaires applicables.

Étude probabiliste de sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power s’est conformée au document S‑294 de la CCSN, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, et qu’elle travaillait à mettre en œuvre le REGDOC-2.4.2 de la CCSN, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires. La mise en œuvre complète du REGDOC-2.4.2 était prévue au plus tard en juin 2019. Dans le cadre du plan de transition, Bruce Power a soumis les nouvelles méthodes et les nouveaux programmes informatiques de l’EPS en avril 2017. Le personnel de la CCSN a examiné ces documents et a conclu que les méthodes répondaient aux exigences du REGDOC‑2.4.2. De plus, Bruce Power s’est engagée à soumettre une méthode d’EPS pour l’ensemble du site d’ici la fin de 2018. Les activités de surveillance réglementaire n’ont révélé aucun problème continu. Le personnel de la CCSN a constaté que le rendement de Bruce Power en matière d’EPS respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Sûreté-criticité

Les assemblages de combustible de surréactivité et les grappes de combustible pour la démonstration de combustible à faible réactivité cavitaire étaient en stockage. Le personnel de la CCSN a constaté que le programme de sûreté-criticité de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables. Il n’y a eu aucun événement de criticité ni aucun problème continu à Bruce‑A et Bruce‑B en 2017.

Analyse des accidents graves

Bruce Power a continué d’appuyer les programmes de R‑D de l’industrie dans le domaine de l’analyse des accidents graves. Bruce Power s’affairait à élaborer un plan pour les phases de conception et d’installation d’un système de confinement à ventilation filtrée qu’elle avait choisi. Ce système fournira une défense supplémentaire en profondeur, une fois installé. Aucune amélioration en cours n’a été relevée à la suite des activités de surveillance réglementaire en 2017.

Bruce Power, en collaboration avec d’autres titulaires de permis, a mis au point une solution logicielle de simulation d’accidents graves pour améliorer ses méthodes d’analyse déterministe des accidents graves touchant plusieurs tranches. Le personnel de la CCSN a terminé l’examen du rapport sommaire sur la modélisation, qui en a résulté, et a proposé certaines recommandations dont traite la section 2.4.

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

La section 2.4 décrit les travaux effectués par les centrales nucléaires pour régler les questions restantes de sûreté relatives aux CANDU de catégorie 3.

Voici les faits saillants de deux projets de R‑D en cours en 2017.

Méthode concernant les exigences de sous-refroidissement du modérateur

Bruce Power a soumis l’examen des résultats expérimentaux du projet d’ébullition par contact parrainé par la CCSN pour tester la déformation des tubes de calandre en utilisant le processus du comité d’examen des questions d’analyse de sûreté. Le personnel de la CCSN a présenté un rapport provisoire résumant les résultats de l’expérience ainsi qu’une évaluation des résultats. Les questions non résolues seront réglées au cours de la prochaine période d’autorisation.

Prévisions de la température du modérateur

Les expériences initiales visant à valider les prévisions de la température du modérateur comportaient une configuration des buses d’injection du modérateur différente de celle de Bruce‑A. Afin d’obtenir une confirmation additionnelle, Bruce Power a mené à bien plusieurs initiatives, dont la présentation de rapports techniques et la réalisation d’autres expériences qui représentent diverses géométries des buses d’entrée du modérateur pour les réacteurs de Bruce‑A (et les tranches 1 et 4 de la centrale de Pickering). Ce travail expérimental était en cours à l’Université McMaster. Le personnel de la CCSN examinera les résultats expérimentaux au cours de la prochaine période d’autorisation.

3.4.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conception matérielle à Bruce‑A et Bruce‑B atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Gouvernance de la conception

Qualification environnementale

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables.

Bruce Power a répertorié les composants à remplacer pour assurer une qualification environnementale continue. L’incidence de la prolongation de la durée de vie utile sera incluse dans la documentation de conception révisée pour la qualification environnementale, conformément aux exigences du document directeur de Bruce Power.

En 2017, le personnel de la CCSN a examiné la réponse de Bruce Power aux constats de l’inspection antérieure concernant l’efficience et l’efficacité du programme de qualification environnementale à Bruce‑A et Bruce‑B et a conclu que Bruce Power avait traité adéquatement les questions liées à la définition des rôles et responsabilités dans le processus de qualification environnementale, ainsi que pour la gestion des connaissances. D’autres mesures permanentes ont été prises afin d’améliorer les listes de contrôle visuel pour la surveillance du rendement du système. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait les mesures correctives prises par Bruce Power.

Le personnel de la CCSN a également examiné le document de Bruce Power concernant les mises à niveau de l’évaluation des marges parasismiques à Bruce‑A. Le personnel de la CCSN a confirmé que toutes les installations pour la mise à niveau sismique ont été achevées en 2017 et qu’elles sont prêtes à fonctionner.

Conception des enveloppes sous pression

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’un programme documenté sur les enveloppes sous pression qui respectait les exigences applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté la mise en œuvre du programme relatif aux enveloppes sous pression, en particulier les processus de classification, de rapprochement et d’enregistrement des codes de système, ainsi que l’entente de service avec l’agence d’inspection autorisée (qui, pour Bruce Power, est la Technical Standards et Safety Authority de l’Ontario). Le personnel de la CCSN a déterminé que la mise en œuvre du programme d’enveloppes sous pression, visant la classification des codes et le processus de conciliation de l’enregistrement de la conception, respectait les exigences réglementaires applicables.

Facteurs humains dans la conception

Bruce Power a effectué une analyse des lacunes et a élaboré un plan en vue de la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N290.12-F14, Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires, d’ici le 1^er septembre 2018.

MISE À JOUR : Une inspection effectuée à Bruce Power au début de 2018 a confirmé que le programme mis à jour des facteurs humains dans la conception de Bruce Power était conforme à la norme N290.12-F14.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN a conclu que la caractérisation du site à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables. Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler en 2017 à l’égard de ce domaine particulier.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception des installations à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables. Il n’y a pas eu d’observation importante à signaler en 2017 à l’égard de ce domaine particulier.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception des structures à Bruce‑A et à Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a examiné le document présenté par Bruce Power en réponse à l’inspection réalisée en 2016 concernant le programme de préservation de la conception parasismique. Le personnel de la CCSN a surveillé la mise en œuvre des mesures correctives, qui se poursuivaient à la fin de 2017.

Conception des systèmes

Systèmes électriques

Le personnel de la CCSN a conclu que les systèmes d’alimentation électrique de Bruce Power respectaient les exigences réglementaires applicables.

Bruce Power a continué d’améliorer les commandes des génératrices de secours (GS). En 2017, les mises à niveau de la GS3 à Bruce‑A et des GS7 et GS8 à Bruce‑B ont été achevées. Les mises à niveau des autres GS se sont déroulées comme prévu et le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés par Bruce Power.

En 2017, Bruce Power a signalé deux vulnérabilités dans le mécanisme de transfert d’urgence (MTU) qui ne seraient préoccupantes que pour une courte période lors d’un essai du système de sûreté (ESS). Les ESS qui ont une incidence sur la disponibilité des GS pour le MTU ont été répertoriés et reportés jusqu’à ce que les procédures d’essai soient révisées et validées.Même si cette condition devait être résolue, le risque pour les centrales demeurait faible. Le personnel de la CCSN a jugé que les mesures correctives prises à la suite de cet événement sont acceptables et a surveillé leur mise en œuvre par Bruce Power, dont une modification à la conception du MTU.

En 2017, la CCSN a inspecté les systèmes d’alimentation électrique de Bruce‑B et vérifié qu’ils étaient en mesure d’exécuter les fonctions de sûreté prévues et que l’équipement était testé et entretenu au besoin.

Conception de la protection-incendie

Le programme de protection-incendie de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. Bruce Power a poursuivi la mise en œuvre des améliorations apportées à la modification de la conception, selon la norme du Groupe CSA N293-F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires, mise en œuvre qui devrait être terminée en 2020 aux centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B. Ces améliorations ont été incluses dans le PIMO pour le BPS.

Instrumentation et contrôle

Bruce Power a entrepris le remplacement de l’ordinateur de commande numérique, dans le cadre de son plan de gestion des actifs. Le premier remplacement était prévu pour la tranche 6 en 2021. Le personnel de la CCSN n’a formulé aucune observation importante en matière de sûreté à ce stade précoce.

Conception des composants

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière conception des composants.

Conception du combustible

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’un programme bien élaboré d’inspection du combustible nucléaire. Le rendement en matière de combustible à Bruce était acceptable en 2017. Le taux de défectuosité du combustible pour les tranches 1 et 2 à la centrale de Bruce‑A continue de diminuer et la tendance des fissures en bout de plaques était stable à la centrale de Bruce‑B. En 2017, Bruce Power a poursuivi la mise en œuvre de son plan de mesures visant à corriger les vibrations des grappes de combustible attribuables aux canaux acoustiquement actifs à la centrale de Bruce‑B. Bruce Power a réussi à gérer de façon satisfaisante les problèmes de rendement du combustible tout en maintenant une exploitation sûre.

Câbles

En 2017, aucun écart par rapport aux exigences réglementaires n’a été constaté au cours des activités de vérification de la conformité (c.‑à‑d. examens documentaires, BPS). Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que le programme de gestion des câbles à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables.

3.4.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle à Bruce‑A et Bruce‑B atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/performance de l’équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’aptitude fonctionnelle et la performance globale de l’équipement à Bruce‑A et Bruce‑B étaient satisfaisantes et respectaient les exigences réglementaires applicables.

En janvier 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme des enveloppes sous pression de Bruce Power et a examiné un rapport d’événement lié aux défaillances des supports pour les tuyaux du système de rejet de vapeur de Bruce‑A. Bruce Power a élaboré un plan de mesures correctives pour mettre en œuvre de façon proactive la conception modifiée des supports restants dans le système de rejet de vapeur de Bruce‑A d’ici 2019. Entre-temps, le risque était négligeable et le personnel de la CCSN a jugé ce plan acceptable.

En août 2017, la pompe de circulation numéro quatre du circuit caloporteur de la tranche 3 a subi une troisième défaillance du joint d’étanchéité pendant l’arrêt de la tranche. Bruce Power a effectué une analyse détaillée des causes fondamentales de cet événement et a présenté ses conclusions à la Commission. On a déterminé que l’ensemble rotatif était désaligné ou déséquilibré. Bruce Power a terminé les réparations et la tranche a été remise en service. Bruce Power a mis en place des mesures supplémentaires, notamment une surveillance accrue des vibrations, afin d’éviter que cet événement ne se reproduise. Le personnel de la CCSN surveillera étroitement les mesures prises par Bruce Power pour s’attaquer aux causes fondamentales de la défaillance de l’équipement. Une description détaillée de cet événement figure dans le tableau 22, à la section 3.4.

Fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de fiabilité à Bruce‑A et à Bruce‑B respectait les exigences réglementaires applicables.

À la centrale de Bruce‑A, tous les systèmes spéciaux de sûreté ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2017, à l’exception du système d’injection de refroidissement d’urgence (SIRU) pour les tranches 1 et 3. Cette indisponibilité a été causée par le programme modifié d’essais du SIRU, qui utilise un nouveau paramètre échec-réussite aligné sur l’analyse de sûreté et qui a donné lieu à une hypothèse prudente selon laquelle le SIRU n’était pas disponible. Le dépassement de l’objectif d’indisponibilité s’est produit en raison d’un événement à déclaration obligatoire concernant l’ouverture plus rapide que prévu du robinet du SIRU pendant les ESS prévus aux tranches 1 et 3. Il en est résulté une hypothèse prudente selon laquelle le SIRU n’était pas disponible. Les robinets ont été rapidement ajustés pour répondre aux exigences de synchronisation. Le temps de course des soupapes ne répondait pas aux critères de conception actuels pour l’analyse des coups de bélier dans le cas d’un événement hypothétique mettant en cause la rupture d’une conduite latérale secondaire. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par Bruce Power pour régler ce problème. Bruce Power devait confirmer qu’il n’y avait pas de lacunes supplémentaires concernant les ESS révisés lors de la remise en service des tranches 3 et 4 au plus tard en juin 2018.

À la centrale de Bruce‑B, tous les systèmes spéciaux de sûreté ont atteint leurs objectifs d’indisponibilité en 2017.

Comme il est décrit ci-dessus pour le domaine particulier de la conception des systèmes, Bruce Power a continué d’installer des mises à niveau des commandes pour toutes les GS, ce qui a amélioré la fiabilité des systèmes d’alimentation électrique de catégorie III. En 2017, les GS qui n’étaient pas encore mises à jour ont continué d’atteindre leurs objectifs de disponibilité grâce à un stock suffisant de pièces de rechange.

Entretien

En 2017, le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien respectait les exigences applicables à Bruce‑A et à Bruce‑B.

Le taux moyen d’achèvement des travaux d’entretien préventif était de 88 % pour Bruce‑A et de 87 % pour Bruce‑B (ce qui correspond à la moyenne de 88 % de l’industrie). Les retards cumulés au chapitre de l’entretien pour Bruce‑A et Bruce‑B étaient acceptables et sont présentés dans les tableaux 23 et 24, respectivement.

Tableau 23 : Tendance des retards et reports des travaux d’entretien pour les composants essentiels de la centrale de Bruce-A, de 2015 à 2017 

Paramètre	Nombre moyen de commandes de travail par trimestre et par tranche en 2017			Tendance sur trois ans	Moyenne de l’industrie
	2015	2016	2017
Retards cumulés dans l’entretien correctif	4	2	3	Stable	4
Retards cumulés dans l’entretien déficient	123	123	100	À la baisse	94
Reports de travaux d’entretien préventif	18	12	6	À la baisse	30

Tableau 24 : Tendance des retards et reports des travaux d’entretien pour les composants essentiels de la centrale de Bruce-B, de 2015 à 2017

Paramètre	Nombre moyen de commandes de travail par trimestre et par tranche en 2017			Tendance sur trois ans	Moyenne de l’industrie
	2015	2016	2017
Retards cumulés dans l’entretien correctif	6	3	2	À la baisse	4
Retards cumulés dans l’entretien déficient	180	165	127	À la baisse	94
Reports de travaux d’entretien préventif	28	14	7	À la baisse	30

Pour les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B, les retards cumulés au chapitre de l’entretien correctif ont été maintenus sous la moyenne de l’industrie. Les retards cumulés dans l’entretien déficient ont été réduits à un niveau se situant dans la moyenne de l’industrie. Le nombre de reports de travaux d’entretien préventif pour les composants essentiels a été réduit à un niveau inférieur à la moyenne de l’industrie.

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’importance globale, sur le plan de la sûreté, des retards cumulés et des reports de travaux d’entretien des composants essentiels était négligeable aux centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B.

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a conclu que les SSC respectaient les exigences applicables en matière d’intégrité structurale aux centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B.

En 2017, les résultats de l’inspection des enveloppes sous pression des tranches 4 à 8 indiquaient que tous les éléments inspectés des circuits caloporteurs primaires et des circuits auxiliaires, des générateurs de vapeur, des conduites d’alimentation et des tubes de force étaient en état de fonctionner. Les résultats des inspections de l’enceinte de confinement de la tranche 5 ont indiqué que tous les éléments inspectés des composants de cette enceinte étaient aptes à leur exploitation continue. Bruce Power a évalué tous les constats de cette inspection pour confirmer que les critères d’acceptation figurant dans les normes du Groupe CSA sur l’intégrité structurale ont été respectés. Le personnel de la CCSN a déterminé que des mesures correctives appropriées (p. ex. la réparation ou le remplacement des composants) ont été prises pour rétablir les marges.

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de gestion intégrée du vieillissement aux centrales de Bruce‑A et Bruce‑B de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables. En 2017, Bruce Power a terminé la mise en œuvre de son programme de gouvernance de la gestion du vieillissement pour se conformer au REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement.

D’après les renseignements disponibles, le personnel de la CCSN a confirmé que les plans d’inspection périodique de Bruce Power avaient un fondement adéquat.

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power avait mis en place des programmes adéquats pour confirmer que les canaux de combustible étaient aptes à leur exploitation à court terme. Bruce Power a soumis des évaluations techniques des mécanismes de dégradation à court terme, qui répondaient à tous les critères d’acceptation applicables dans les normes du Groupe CSA.

À l’appui des évaluations techniques futures des tubes de force (concernant l’exploitation des tranches de Bruce jusqu’à leur arrêt respectif pour le remplacement des composants majeurs), Bruce Power a présenté des plans détaillés des activités. Ces plans comprennent l’élaboration et la validation d’un modèle révisé de ténacité des tubes de force applicable à des concentrations d’hydrogène équivalent supérieures à 120 ppm (qui est la limite actuelle de validité du modèle) et la mise en œuvre d’une méthode d’évaluation probabiliste pour démontrer la protection contre la rupture des tubes de force.

Pour justifier l’exploitation des tubes de force au-delà d’une concentration d’hydrogène équivalent de 120 ppm, Bruce Power devra démontrer que la ténacité des tubes de force est suffisante pour assurer un fonctionnement sûr. Le personnel de la CCSN a jugé que le processus de réglementation actuel, qui a été utilisé pour surveiller la validation supplémentaire du modèle de ténacité existant jusqu’à une concentration d’hydrogène équivalent de 120 ppm, était adéquat pour s’assurer que les tubes de force continueront de répondre aux critères d’acceptation du Groupe CSA.

L’annexe H présente des renseignements détaillés sur l’état actuel et prévu des canaux de combustible et sur la validité correspondante des modèles analytiques de la ténacité des tubes de force pour les canaux de combustible à Bruce‑A et Bruce‑B (et dans les autres centrales nucléaires en Ontario).

Pour s’assurer l’achèvement de ces activités en temps opportun, le personnel de la CCSN a recommandé (dans le cadre du renouvellement du permis en 2018) que la Commission assortisse le permis d’une condition précise obligeant Bruce Power à démontrer que ces tubes de force ont une ténacité suffisante. Le personnel de la CCSN avait également l’intention de surveiller étroitement les progrès réalisés par Bruce Power à l’égard des activités prévues afin de s’assurer qu’elles ont été réalisées dans les délais prescrits (voir la section 2.6).

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de contrôle chimique de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a pris les mesures appropriées pour maintenir les paramètres de contrôle chimique à l’intérieur des limites acceptables. Bruce Power a bien géré le stockage sur le site des matières dangereuses et des produits chimiques utilisés dans les divers procédés. Au cours du premier semestre de 2017, une tendance à la hausse (positive) de l’indice chimique global à Bruce‑A et Bruce‑B a été attribuée aux améliorations chimiques apportées au système d’extraction du condensat.

En 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le contrôle chimique à Bruce‑A et Bruce‑B et a conclu que Bruce Power a satisfait à toutes les exigences réglementaires applicables pour la surveillance des paramètres chimiques critiques pendant l’état d’arrêt garanti. Bruce Power a présenté un plan de mesures correctives adéquat, dont la mise en œuvre était prévue pour le milieu de 2018, afin de régler les problèmes d’importance négligeable sur le plan de la sûreté, liés à la vérification indépendante des résultats de laboratoire.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power avait mis en place à Bruce‑A et Bruce‑B des programmes d’inspection périodique adéquats et bien entretenus concernant les enveloppes sous pression, les composants et les structures de confinement, programmes qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

Bruce Power effectue un programme d’essai des vannes de décharge pour confirmer que les dispositifs de protection contre la surpression des enveloppes sous pression rempliront leur fonction prévue en cas de transitoires de la pression de service. En 2017, Bruce Power a signalé plusieurs défaillances lors des essais des soupapes de sûreté sur les enveloppes sous pression dans la partie classique de la centrale. Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power a mis en œuvre des mesures correctives adéquates et a conclu que la sûreté des centrales n’a pas été touchée.

3.4.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection à Bruce‑A et Bruce‑B respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », une amélioration par rapport à l’année précédente.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a poursuivi la mise en œuvre d’un programme de radioprotection très efficace et bien documenté fondé sur les meilleures pratiques de l’industrie pour maintenir les doses aux personnes au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) à Bruce‑A et Bruce‑B. Il a vérifié que Bruce‑A et Bruce‑B se sont appuyées sur des initiatives ALARA pour planifier le travail, et surveiller et contrôler les doses afin de respecter les objectifs ALARA ambitieux établis par les deux centrales. La dose collective observée sur le site est alignée sur ces objectifs. Le personnel de la CCSN a conclu que l’application du principe ALARA par Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables et a atteint les objectifs prévus avec une tendance notable à l’amélioration.

En septembre 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection axée sur le domaine particulier qu’est la planification des activités ALARA. L’inspection a permis de relever plusieurs constats de conformité, ainsi qu’un aspect à améliorer en ce qui concerne l’autoévaluation du programme ALARA.Cet aspect ne présentait aucun risque pour la santé et la sécurité des travailleurs et avait une faible importance sur le plan de la sûreté. Bruce Power a élaboré une mesure corrective qui a été examinée par le personnel de la CCSN et jugée acceptable.

Contrôle des doses aux travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power continuait de respecter les exigences réglementaires pour ce qui est de mesurer et de consigner les doses reçues par les travailleurs à Bruce‑A et Bruce‑B.

Les activités courantes de vérification de la conformité en 2017 ont confirmé que le rendement en matière de contrôle des doses aux travailleurs à Bruce‑A et Bruce‑B était très efficace. Les doses de rayonnement aux travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection de Bruce Power. Les données sur les doses aux travailleurs à Bruce‑A et Bruce‑B sont présentées à la section 2.7.

Les indicateurs de rendement en matière de sûreté liés au contrôle des doses aux travailleurs comprennent le suivi des événements lors lesquels des travailleurs ont reçu des doses à la suite d’une exposition ou d’une absorption imprévue. Le personnel de la CCSN n’a observé aucune tendance négative ni aucune exposition imprévue importante sur le plan de la sûreté, attribuable aux activités autorisées à Bruce‑A et Bruce‑B en 2017.

En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection ciblée du contrôle des doses aux travailleurs à Bruce‑A et Bruce‑B. L’inspection a permis de relever des cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté liés à la détermination et à la résolution des problèmes, au respect des procédures de radioprotection, au choix des permis d’exposition radiologique appropriés et au contrôle des révisions aux procédures. Par la suite, Bruce Power a élaboré des plans de mesures correctives que le personnel de la CCSN a examinés et jugés acceptables. Toutes les mesures correctives découlant de cette inspection ciblée ont été mises en œuvre et les dossiers ont été fermés, sauf un dossier concernant l’amélioration des directives données aux travailleurs pour ce qui est du choix et de l’utilisation du permis d’exposition radiologique approprié pour l’exécution du travail (mesure qui devrait être achevée en avril 2018).

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de radioprotection de Bruce Power respecte les exigences du Règlement sur la radioprotection et a confirmé que Bruce Power mesure régulièrement le rendement de son programme par rapport aux cibles, objectifs et buts établis par l’industrie.

La surveillance exercée par Bruce Power en ce qui concerne la mise en œuvre et l’amélioration de ce programme a été très efficace pour protéger les travailleurs de Bruce‑A et Bruce‑B en 2017.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a mis en œuvre des mesures de contrôle des dangers radiologiques qui respectaient les exigences réglementaires applicables. Ces mesures ont protégé les travailleurs et ont permis de surveiller et de maintenir la contamination radioactive à l’intérieur des limites du site.

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’aucun incident important sur le plan de la sûreté n’a été décelé en ce qui concerne les cas de contamination personnelle et de contamination non fixée. Cela a également été confirmé dans les résultats concernant les indicateurs de rendement.

Le nombre de cas de contamination personnelle a été sensiblement réduit en 2017. Par rapport aux autres membres de la WANO, Bruce Power a obtenu le meilleur rendement de l’industrie mondiale en ce qui concerne les cas de contamination personnelle, avec moins de 0,4 par jour d’arrêt en 2017, comparativement à la norme industrielle de 1,0 par jour d’arrêt.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué d’assurer la protection du public, conformément au Règlement sur la radioprotection.

En 2017, la dose estimée au public déclarée pour le site de Bruce, était de 0,0021 mSv, ce qui est bien en deçà de la limite de dose réglementaire annuelle de 1 mSv (voir la section 2.7) pour les membres du public. Il n’y a eu aucun problème important à signaler à l’égard de ce domaine au cours de l’année de référence.

3.4.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques à Bruce‑A respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables, tandis qu’à Bruce‑B, il respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la centrale de Bruce‑A a reçu la cote « Entièrement satisfaisant » et celle de Bruce‑B a reçu la cote « Satisfaisant », soit les mêmes que l’année précédente.

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power avait respecté ou dépassé les exigences réglementaires applicables à Bruce-A pour ce domaine particulier, mais ne les avait pas respectés à Bruce-B en 2017.

Bruce Power a signalé rapidement et sur une base continue les incidents liés à la santé et à la sécurité. Le personnel de la CCSN a examiné les mesures correctives prises par Bruce Power concernant ces incidents et a conclu que ces mesures étaient appropriées.

Au cours des inspections sur le site, le personnel de la CCSN a observé que Bruce Power a eu recours à des pratiques de sécurité et des mesures de contrôle pour éliminer les dangers classiques à Bruce-A et Bruce-B.

En mars 2017, un travailleur a reçu un choc électrique alors qu’il effectuait des essais post‑entretien sur un disjoncteur de la tranche 5 (voir le tableau 22, à la section 3.4, pour de plus amples renseignements). Le personnel de la CCSN a effectué une inspection de conformité réactive à la centrale de Bruce‑B et a trouvé deux points de non-conformité d’ordre procédural : l’un d’importance moyenne sur le plan de la sûreté, et l’autre de faible importance sur le plan de la sûreté. Ces cas de non-conformité concernaient les pratiques de protection du travail et la mise en œuvre des procédures de Bruce Power en matière de sécurité électrique. Afin d’éviter qu’une telle situation ne se reproduise, Bruce Power a amélioré l’identification des dangers et la formation en cette matière, et a apporté d’autres modifications aux procédures d’entretien afin que les travailleurs puissent déterminer si les travaux d’entretien sont effectués sur une barre omnibus sous tension ou hors tension. Le personnel de la CCSN a déterminé que les mesures correctives étaient adéquates et que des paramètres de rendement ont été établis pour favoriser l’amélioration.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’en 2017, Bruce Power avait respecté ou dépassé les exigences réglementaires applicables à Bruce‑A et Bruce‑B. Il n’y a pas eu de problème à signaler dans ce domaine au cours de l’année visée par le rapport.

Les pratiques et les conditions de travail en matière de santé et sécurité classiques à Bruce‑A et Bruce‑B ont continué d’assurer un degré élevé de sécurité du personnel. À ces centrales, le milieu de travail continue d’être sécuritaire, et les pratiques de travail sécuritaires y sont encouragées.

Le personnel de la CCSN a vérifié que Bruce Power disposait de mesures appropriées pour assurer la protection de l’environnement et la santé des personnes contre les matières dangereuses.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables à l’égard de ce domaine en 2017 à Bruce‑A et Bruce‑B. Toutes les lacunes relevées lors des inspections sur le site ont été corrigées adéquatement tout au long de l’année. Bien que ces lacunes aient été corrigées rapidement, on a constaté une tendance négative en 2017 à Bruce‑A et Bruce‑B en ce qui concerne les constats portant sur la tenue de lieux. Le personnel de la CCSN a déterminé que tous ces constats n’avaient pas d’importance sur le plan de la sûreté.

3.4.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Protection de l’environnement au site de Bruce atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Contrôle des effluents et des rejets

Bruce Power s’était engagée à mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.5, Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, au plus tard le 31 décembre 2018.

Le personnel de la CCSN a constaté que tous les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau en provenance de Bruce-A et de Bruce-B étaient demeurés sous les limites réglementaires et les seuils d’intervention en 2017. Les rejets sont présentés aux figures 20 et 21 en termes de pourcentage des limites de rejet dérivées (LRD) applicables pour Bruce‑A et Bruce‑B, respectivement. Les valeurs réelles des rejets et des LRD sont présentées à l’annexe I.

Figure 20 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
Bruce A	0.3697%	0.0000%	0.0018%	0.0846%	0.0000%	0.2981%	0.0098%	0.0024%	0.0001%

Figure 21 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
Bruce B	0.2259%	0.0000%	0.0001%	0.0222%	0.0001%	0.1627%	0.0389%	0.0039%	0.0002%

Bruce Power prévoit mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.3.4, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires, en 2018.

Système de gestion de l’environnement

Bruce Power a mis en œuvre un programme de gestion de l’environnement, conformément au REGDOC-2.9.1 de la CCSN, Protection de l’environnement : Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement (2013). Ce REGDOC a ensuite été mis à jour en 2017. Bruce Power devrait mettre en œuvre entièrement la version 2017 du REGDOC-2.9.1 en 2020.

À l’automne 2017, Bruce Power est également passé à la nouvelle norme 14001:2015 de l’ISO, Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation ^{Référence 8}. On trouve plus de renseignements à cet égard à la section 2.9.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes d’évaluation et de surveillance de Bruce Power respectaient les exigences réglementaires applicables en 2017. Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale de 2017 et a conclu que le grand public et l’environnement à proximité du site de Bruce Power étaient protégés.

En novembre 2017, le personnel de la CCSN a inspecté le programme de protection de l’environnement de Bruce Power. Le personnel de la CCSN a conclu que le contrôle, la surveillance, l’analyse et la communication des données environnementales et des processus connexes étaient bien élaborés et mis en œuvre de façon uniforme, et qu’ils respectaient les exigences réglementaires applicables.

Une évaluation environnementale avait été effectuée avant la remise à neuf des tranches 1 et 2 de Bruce‑A. D’après l’examen du rapport final de suivi de l’évaluation environnementale en 2016, le personnel de la CCSN et d’Environnement et Changement climatique Canada ont confirmé que la remise à neuf (qui s’est terminée en 2012) n’a eu aucun effet négatif important et que le programme de surveillance et de suivi de l’évaluation environnementale est terminé. Certains aspects du programme de suivi se poursuivront dans le cadre du programme continu de surveillance environnementale par Bruce Power.

Bruce Power travaillait à la mise en œuvre complète de la norme du Groupe CSA N288.7, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium, d’ici le 31 décembre 2020.

Protection du public

En 2017, le personnel de la CCSN a conclu qu’aucune substance dangereuse rejetée dans l’environnement par Bruce Power ne posait un risque inacceptable pour l’environnement ou le grand public. Le personnel de la CCSN a observé seulement deux dépassements mineurs des limites provinciales pour les effluents, par Bruce Power.Dans un cas, la centrale de Bruce‑B a dépassé la limite de rejet d’ammoniac, et dans l’autre, cette même centrale a dépassé une limite de toxicité aiguë. Les deux cas ont été signalés au ministère de l’Environnement et de l’Action en matière de changement climatique de l’Ontario et des mesures correctives ont été prises pour éviter qu’une telle situation ne se reproduise.

La dose au public est discutée à la section 3.4.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué de mettre en œuvre et de maintenir un programme efficace d’évaluation des risques environnementaux (ERE) et de gestion connexe sur le site de Bruce, conformément aux exigences réglementaires applicables.

En juin 2017, Bruce Power a présenté une mise à jour de son rapport d’ERE, ainsi qu’un rapport d’évaluation environnementale prédictive (EEP) pour le site de Bruce, ces deux documents s’appuyant sur les données de surveillance des effluents et de surveillance environnementale pour la période de cinq ans de 2012 à 2016. L’ERE comprenait une évaluation des risques écologiques (EREco) et une évaluation des risques pour la santé humaine (ERSH) des produits chimiques radioactifs et non radioactifs (matières dangereuses) potentiellement préoccupants, ainsi que pour les facteurs de stress physique. L’objectif de l’EEP était d’évaluer les changements potentiels de l’ERE et des ERSH de référence, en raison des activités futures prévues sur le site, y compris les activités de remise à neuf.

Le personnel de la CCSN a jugé que la méthode était conforme aux exigences applicables.

Dans l’ensemble, il est peu probable que les facteurs de stress physique et les rejets de substances radioactives et non radioactives par la centrale de Bruce aient eu des effets négatifs importants sur l’environnement et la santé humaine.

Bien que le rapport d’ERE de 2017 pour Bruce‑A et Bruce‑B ait fourni une évaluation complète de tous les risques potentiels pour la santé humaine et l’environnement associés à l’exploitation de l’installation, le personnel de la CCSN a formulé des commentaires à Bruce Power, notamment des recommandations précises visant à valider plusieurs conclusions de l’ERE et à en améliorer la qualité. Le personnel de la CCSN a également formulé des recommandations concernant les moyens à prendre pour réduire les incertitudes de l’évaluation pour les versions futures de l’ERE.

Bruce Power s’était engagée à mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N288.6, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, au plus tard le 30 décembre 2018.

3.4.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie au site de Bruce Power atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Bruce Power a maintenu et a continué d’appuyer maintenir une capacité exhaustive d’intervention en cas d’urgence classique en tout temps sur le site et à l’intérieur de la zone protégée de Bruce‑A et Bruce‑B. Cette capacité couvrait le personnel et l’équipement nécessaires pour les situations et les événements médicaux impliquant la recherche et le sauvetage, les matières dangereuses (HAZMAT) et l’intervention en cas d’incendie.

Le personnel de la CCSN a conclu que la préparation et les mesures d’intervention en cas d’urgence classiques de Bruce Power respectaient les exigences réglementaires applicables.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a continué d’appuyer et de maintenir en tout temps une capacité exhaustive de préparation et d’intervention en cas d’urgence nucléaire qui respectait les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a également continué d’appuyer les organisations hors site de gestion des urgences et les engagements pris avec celles‑ci.

Bruce Power disposait de plans visant à se conformer entièrement à la version 1 du REGDOC‑2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires, en 2018.

En décembre 2017, le personnel de la CCSN a inspecté un exercice d’urgence interne dans le but d’évaluer la conformité au REGDOC-2.10.1 et au Plan d’urgence nucléaire de Bruce Power. L’exercice visait à tester la capacité de Bruce Power à intervenir en cas d’urgence nucléaire et à démontrer l’efficacité des installations, de l’équipement et du personnel d’intervention d’urgence. L’inspection a permis de relever un cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant l’assurance qu’une formation efficace avait été donnée sur le système de transfert des données électroniques du système Disaster Lan (DLAN). Bruce Power a prévu des mesures correctives pour 2018.

En août 2017, en vertu du paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le personnel de la CCSN a demandé à Bruce Power de transmettre un plan concernant la mise en œuvre du transfert automatique des données au Centre des mesures d’urgence de la CCSN, en s’appuyant sur les leçons tirées de l’exercice Huron Resolve mené en 2016. En réponse à la demande du personnel de la CCSN, Bruce Power s’est engagée à effectuer une évaluation de faisabilité des options concernant la connectivité automatique entre les systèmes de données de la centrale et le réseau DLAN en 2018.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power a maintenu une capacité complète d’intervention en cas d’incendie et un programme de protection-incendie, tous deux conformes aux exigences réglementaires applicables.

Bruce Power disposait d’un vaste programme d’exercices et d’entraînements en cas d’incendie qui comprenait sa nouvelle installation de formation en services de protection d’urgence située sur le site de Bruce Power, où la formation sur des incendies réels a été donnée.

En avril 2017, le personnel de la CCSN a inspecté un exercice d’incendie à Bruce‑A et Bruce‑B et a relevé un domaine de non-conformité concernant les communications radio entre les équipes d’intervention en cas d’incendie. Bruce Power a remplacé son système radio et a mis à jour ses procédures de communication radio. La phase de développement et de définition était terminée et le projet de système radio couvrant l’ensemble du site devrait être achevé en 2020. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mesures correctives proposé.

La CCSN effectue des activités de vérification de la conformité, mais Bruce Power est également tenue d’effectuer des examens par des tiers indépendants, une inspection annuelle de l’état de la centrale, une vérification semestrielle des exercices d’incendie et une vérification triennale du programme de protection-incendie. Après que Bruce Power ait intégré les résultats des activités de conformité de la CCSN ainsi que les recommandations et les observations des tiers indépendants dans le programme d’exercices et d’entraînements, le personnel de la CCSN a observé que le rendement de l’équipe d’intervention d’urgence a continué de s’améliorer.

3.4.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que le DSR Gestion des déchets à Bruce‑A et à Bruce‑B respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que la caractérisation des déchets par Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a continué d’utiliser des programmes efficaces pour caractériser ses déchets radioactifs et dangereux en 2017.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets de Bruce Power respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables visant à réduire au minimum les déchets radioactifs. Bruce Power a réduit au minimum la production de déchets radioactifs au moyen de divers plans, programmes et procédures, ainsi que les répercussions de ces déchets sur les travailleurs et l’environnement. À la suite des inspections réalisées sur le site, la CCSN n’a formulé que quelques observations concernant la conformité pour ce domaine particulier en 2017.

Bruce Power a continué d’employer des programmes efficaces afin de réduire au minimum les déchets radioactifs et dangereux en 2017.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets de Bruce Power respectaient les exigences réglementaires applicables. Bruce Power a continué d’employer des pratiques efficaces de gestion des déchets radioactifs et dangereux en 2017. Bruce Power a mis en œuvre des procédures de gestion des déchets pour s’assurer que les déchets produits à l’installation étaient séparés comme il se doit.

Plans de déclassement

Le personnel de la CCSN a conclu que les plans préliminaires de déclassement (PPD) pour Bruce‑A et Bruce‑B, soumis par OPG, respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables en 2017. OPG est responsable du site de Bruce Power et il lui incombe donc de fournir les PPD et les estimations de coûts. Une stratégie de déclassement différé a été sélectionnée pour le déclassement de Bruce‑A et de Bruce‑B. En 2017, OPG a révisé les PPD de toutes ses installations pour la période se terminant en 2022. La Commission a accepté les PPD et les garanties financières connexes.Les garanties financières connexes sont décrites à la section 2.15.

3.4.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de sécurité de Bruce Power respectait les objectifs de rendement et les exigences applicables. Tous les plans de mesures correctives établis en réponse aux constats formulés à la suite des inspections ont été mis en œuvre à la satisfaction du personnel de la CCSN. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’installations et d’équipement. Bruce Power a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été signalée en 2017. Bruce Power avait mis en place des mesures pour prévenir adéquatement les événements touchant la sécurité.

Bruce Power a fait de nombreux investissements dans les installations et l’équipement. En 2017, Bruce Power a fait des investissements dans l’équipement de contrôle des véhicules qui servira à accroître les mesures de contrôle présentement employées à Bruce‑A et Bruce‑B. En réponse à une demande du personnel de la CCSN, Bruce Power a non seulement effectué les réparations, mais a également remplacé toutes les caméras vieillissantes de sécurité à Bruce‑A. Bruce Power a entrepris plusieurs nouveaux investissements en 2017 pour remplacer l’équipement et les systèmes de sécurité vieillissants à Bruce‑A et Bruce‑B, notamment les caméras et le matériel de détection et de recherche.

Cybersécurité

Bruce Power maintient un programme de cybersécurité à Bruce‑A et Bruce‑B. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme respectait les exigences réglementaires applicables. Aucun événement touchant la cybersécurité n’a été signalé en 2017.

Bruce Power mettait à jour son programme actuel de cybersécurité à Bruce‑A et Bruce‑B afin de se conformer entièrement à la norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, pour le 31 décembre 2020. Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès réalisés en 2017.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de la sécurité à l’égard de ce domaine particulier.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’intervention.

Bruce Power maintient une force d’intervention pour la sécurité nucléaire qui respecte les exigences applicables. Les constats faits au cours de l’exercice de sécurité de 2016 ont été réglés à la satisfaction du personnel de la CCSN, puis les dossiers ont été clos. Les constats formulés lors des inspections en 2017 ont également été réglés à la satisfaction du personnel de la CCSN.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de la sécurité à l’égard du domaine particulier des arrangements en matière d’intervention.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce‑A et Bruce‑B ont mis en œuvre des pratiques de sécurité qui respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables.

Bruce Power disposait de procédures à Bruce‑A et Bruce‑B pour guider le personnel de sécurité dans tous les domaines. Bruce Power dispose d’un programme de sensibilisation à la sécurité et à la sûreté, comportant de multiples volets et qui est entièrement intégré au processus de gouvernance. Au cours de la période de référence, Bruce Power a entrepris des exercices mensuels sur les procédures de confinement à l’échelle du site, auxquels participe le personnel de Bruce Power. Dans le cadre de son programme de centre d’excellence, Bruce Power a également parrainé un atelier de l’Institut mondial pour la sécurité nucléaire (WINS) sur la planification des incidents et des interventions d’urgence.

Bruce Power a l’intention de satisfaire aux nouvelles exigences en matière de contrôle de sécurité lorsque la CCSN aura mis à jour son REGDOC-2.12.2, Autorisation de sécurité pour l’accès aux sites.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de sûreté pour ce domaine particulier.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices de Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables.

L’année précédente, le personnel de la CCSN a relevé quelques lacunes de faible importance sur le plan de la sûreté lors des activités de vérification de la conformité qui ont été réalisées pendant l’exercice « force contre force ». Il s’agissait de certains aspects du programme d’entraînements et d’exercices de Bruce Power. Bruce Power a réagi de manière adéquate pour corriger les lacunes relevées par le personnel de la CCSN et a modifié en conséquence son programme. En 2017, le personnel de la CCSN a effectué une inspection de suivi du programme d’entraînements et d’exercices, et il s’est dit satisfait des mesures correctives prises pour corriger les lacunes. Au cours de la période de référence, Bruce Power a entrepris des exercices de confinement à l’échelle du site, en y faisant participer son personnel. La CCSN estime qu’il s’agit d’une bonne pratique qui devrait être partagée avec les pairs de l’industrie.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de sûreté dans ce domaine particulier.

3.4.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération à Bruce‑A et Bruce‑B respectait les objectifs de rendement et toutes les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a conclu que les procédures de comptabilité et de contrôle des matières nucléaires mises en place par Bruce Power respectaient les exigences réglementaires applicables à Bruce‑A et à Bruce‑B en 2017.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a conclu que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’accès et d’assistance. Bruce Power a accordé une assistance et un accès adéquats à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) pour les activités liées aux garanties, y compris les inspections et l’entretien de l’équipement à Bruce‑A et à Bruce‑B.

En 2017, l’AIEA a effectué une vérification de l’inventaire physique et cinq inspections inopinées à Bruce-A afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer de l’absence de matières et d’activités nucléaires non déclarées.

L’AIEA a effectué une vérification de l’inventaire physique, une vérification des renseignements descriptifs et quatre inspections inopinées à la centrale de Bruce-B.

Bruce Power a accordé l’accès à l’AIEA et lui a fourni une assistance en octobre pour un relevé des emplacements éventuels en vue de l’installation d’équipement de surveillance supplémentaire de l’AIEA dans la zone des piscines de stockage du combustible usé, afin d’optimiser l’approche actuelle en matière de garanties à Bruce‑A et Bruce‑B.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables en matière d’information sur les opérations et la conception. Bruce Power a présenté à la CCSN, dans les délais prévus, son programme opérationnel annuel accompagné de mises à jour trimestrielles pour Bruce‑A et Bruce‑B. Bruce Power a soumis à la CCSN, dans les délais prescrits, la mise à jour annuelle de l’information conformément au Protocole additionnel de l’AIEA. Les renseignements fournis respectaient les exigences de la CCSN.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a confirmé que Bruce Power avait appuyé les activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA à Bruce‑A et Bruce‑B, y compris l’entretien courant de l’équipement de surveillance, pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties aux deux centrales.

En septembre 2017, la centrale de Bruce‑B a signalé que les opérateurs de manutention du combustible ont découvert un scellé de l’AIEA brisé qui avait été fixé à une boîte de jonction électrique à travers laquelle les câbles des détecteurs du compteur de colis étaient installés. Bruce Power a immédiatement avisé l’AIEA de cet événement et le scellé a été remplacé par l’AIEA le lendemain. L’AIEA a effectué une visite de suivi et a confirmé que la boîte de jonction électrique n’avait pas été altérée et qu’un nouveau scellé avait été apposé. Bruce Power a offert une formation supplémentaire au personnel concernant la procédure de rapport et elle prévoyait réviser le manuel d’exploitation. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis pour cet événement.

3.4.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport à Bruce‑A et Bruce‑B atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, chaque centrale a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Le transport des substances nucléaires à destination et en provenance de l’installation a été effectué de manière sûre.

En ce qui concerne le transport des substances nucléaires sur le site, Bruce Power a assuré un niveau de sûreté équivalent à celui requis pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sécurité des travailleurs et du public ainsi que l’environnement.

Conception et entretien des colis, emballage et transport, enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power disposait d’un programme d’emballage et de transport à Bruce‑A et Bruce‑B qui assurait la conformité au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires et au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Il y a eu deux incidents distincts au cours desquels des colis radioactifs ont été endommagés pendant le transport, lorsque les matières se sont déplacées à l’intérieur des colis pendant le transport. Il n’y a eu aucun rejet de matières attribuable aux colis, et les matières ont été bien arrimées à l’intérieur des colis avant d’être retournées au site de Bruce. Le personnel de la CCSN a déterminé que les événements signalés n’ont eu aucune incidence sur la santé ou la sécurité des personnes ni sur l’environnement. Bruce Power a modifié ses procédures pour s’assurer que de tels incidents ne se reproduisent plus. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de ces changements.

3.4.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

Le personnel de la CCSN a déterminé que Bruce Power respectait les exigences réglementaires applicables concernant l’information et la divulgation publiques. Bruce Power a fourni suffisamment d’information sur l’état de Bruce‑A et de Bruce‑B par diverses activités de communication.

Bruce Power s’était engagée, de façon proactive, auprès des membres de la collectivité au sujet de sa demande de renouvellement de permis d’une durée de 10 ans afin d’inclure des activités de remplacement des composants majeurs au moyen de diverses réunions avec la collectivité, de journées portes ouvertes, de communications sur les médias sociaux et de campagnes publicitaires.

Bruce Power a réalisé des recherches approfondies sur l’efficacité de son programme de communication avec le grand public et sur la façon d’améliorer et de peaufiner les messages afin d’avoir un plus grand impact sur ses publics cibles.

Relations avec les Autochtones

Le personnel de la CCSN a noté que Bruce Power disposait d’un programme consacré expressément aux relations avec les Autochtones. Tout au long de l’année 2017, Bruce Power a rencontré les collectivités et organisations autochtones intéressées, en particulier la Nation des Ojibway de Saugeen, la Nation métisse de l’Ontario et la Collectivité métisse historique de Saugeen, et a partagé avec celles‑ci de l’information.

Les sujets d’information et de discussion comprenaient les activités actuelles au site de Bruce, la demande d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches, les répercussions environnementales (y compris sur les poissons) et la demande de renouvellement de permis.

3.5 Installation de gestion des déchets Western et Aire de stockage des déchets radioactifs, Site 1

L’évaluation en matière de sûreté présentée ci-dessous pour chaque DSR est propre à l’installation évaluée. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2. Les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour l’IGDW, en décembre 2017, figurent à l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de la sûreté

L’évaluation faite par le personnel de la CCSN de la sûreté de l’Installation de gestion des déchets Western (IGDW) et de l’Aire de stockage des déchets radioactifs, Site 1 (ASDR‑1) en 2017 a donné les cotes de rendement présentées dans le tableau 25. À la lumière des observations et de l’évaluation des DSR, le personnel de la CCSN a conclu que l’IGDW et l’ASDR‑1 ont été exploitées de façon sûre. La cote globale pour l’IGDW et l’ASDR‑1 était « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Tableau 25 : Cotes attribuées au rendement de l’IGDW et de l’ASDR‑1 en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Cote
Système de gestion	SA
Gestion de la performance humaine	SA
Conduite de l’exploitation	ES
Analyse de la sûreté	ES
Conception matérielle	SA
Aptitude fonctionnelle	SA
Radioprotection	SA
Santé et sécurité classiques	ES
Protection de l’environnement	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA
Gestion des déchets	SA
Sécurité	SA
Garanties et non-prolifération	SA
Emballage et transport	SA
Cote globale	SA

Légende :

• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

3.5.0 Introduction

L’IGDW et l’ASDR‑1 sont situées sur le site des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B, sur la rive est du lac Huron à Tiverton (Ontario), à 20 kilomètres au nord-est de Kincardine et à 30 kilomètres au sud-ouest de Port Elgin. La CCSN réglemente l’IGDW en vertu d’un permis d’exploitation d’une installation de gestion des déchets et l’ASDR-1 en vertu d’un permis de déchets de substances nucléaires. Les installations sont détenues et exploitées par OPG.

À l’IGDW, OPG traite et stocke des conteneurs de stockage à sec (CSS) renfermant du combustible nucléaire usé (déchets radioactifs de haute activité) produit uniquement aux centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B. Dans cette installation, OPG gère également les déchets de faible et moyenne activité (DFMA) provenant de l’exploitation des installations appartenant à OPG, dont la centrale de Darlington, l’IGDD, la centrale de Pickering, l’IGDP et les centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B. Enfin, OPG gère les DFMA générés par la remise à neuf de la centrale de Bruce-A.

Le permis d’exploitation de l’IGDW permet des activités limitées d’importation et d’exportation de substances nucléaires, qui se présentent principalement sous forme de contaminants dans la lessive, l’emballage, le blindage ou l’équipement. Ces activités étaient auparavant autorisées en vertu d’un permis de possession temporaire.

Le permis d’exploitation couvre deux zones distinctes – l’installation de stockage des DFMA et l’installation de stockage à sec du combustible usé (ISSCU) – à l’intérieur des limites du site de Bruce. L’installation de stockage des DFMA comprend le bâtiment de réduction du volume des déchets (BRVD), le bâtiment d’entretien des colis de transport, 14 bâtiments de stockage de déchets de faible activité (BSDFA) en surface, deux bâtiments en surface pour le stockage des déchets des travaux de réfection et divers conteneurs souterrains, tranchées et silos souterrains pour le stockage des DFMA. L’ISSCU est située dans sa propre zone protégée, distincte de la zone protégée des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B, mais à l’intérieur des limites du site de Bruce. L’ISSCU comprend un bâtiment de traitement des CSS et quatre bâtiments de stockage des CSS (bâtiments de stockage n^os 1, 2, 3 et 4). L’IGDW peut actuellement recevoir 2 000 CSS. Le transfert des CSS pleins des centrales de Bruce‑A et de Bruce‑B à l’IGDW se fait sur la propriété contrôlée par Bruce Power et OPG, avec une escorte de sécurité.

En vertu du permis d’exploitation de l’IGDW, OPG est autorisée à construire quatre autres bâtiments de stockage des CSS (bâtiments de stockage n^os 5, 6, 7 et 8), 11 BSDFA additionnels, 270 conteneurs souterrains supplémentaires, 30 conteneurs souterrains pour échangeurs de chaleur, un bâtiment de traitement des gros objets et un bâtiment de tri des déchets. Les nouvelles structures fourniront des installations de stockage supplémentaires pour le combustible nucléaire usé et des installations de stockage et de traitement supplémentaires pour la gestion des DFMA.

À l’ASDR‑1, OPG stocke les DFMA produits par la centrale nucléaire de Douglas Point et par les tranches 1 à 4 de la centrale de Pickering. Le site de l’ASDR‑1 comprend un certain nombre de structures souterraines de stockage de déchets, y compris des tranchées revêtues de béton et des silos en béton revêtus d’acier.

Sauf indication contraire, les observations ou conclusions formulées dans le présent rapport au sujet de l’IGDW concernent également l’ASDR‑1 en général.

Délivrance de permis

En mai 2016, OPG a demandé à la CCSN de renouveler le permis de l’IGDW ^{Référence 21} pour une période de 10 ans, soit jusqu’au 31 mai 2027. L’audience publique sur le renouvellement du permis a eu lieu à Ottawa le 12 avril 2017. Le compte rendu de décision et le permis d’exploitation renouvelé ont été publiés le 29 mai 2017.

Aucune mesure d’autorisation n’a été prise pour l’ASDR‑1 en 2017.

Manuel des conditions de permis

Le manuel des conditions de permis (MCP) de l’IGDW a été délivré le 25 octobre 2017. Aucune révision n’a été apportée au MCP depuis sa publication.

Aucun MCP n’était associé au permis de déchets de l’ASDR‑1.

Rapports initiaux d’événement

Aucun rapport initial d’événement concernant l’IGDW ou l’ASDR‑1 n’a été soumis à la Commission pour la période du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018.

Programme de vérification de la conformité

Les activités annuelles de la CCSN à l’égard du programme de vérification de la conformité sont présentées à l’annexe G pour l’IGDW et l’ASDR‑1. Les inspections à l’IGDW et à l’ASDR‑1 qui ont été prises en compte dans l’évaluation de la sûreté pour le présent RSR figurent à l’annexe J.

3.5.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a déterminé que le système de gestion nucléaire d’OPG à l’IGDW respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. OPG a terminé le passage à la version de 2012 de la norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires.

Le personnel de la CCSN a effectué un examen de la documentation d’OPG sur la gestion des déchets nucléaires à l’IGDW, et a déterminé qu’elle respectait les exigences réglementaires applicables. Toutefois, au cours d’une inspection effectuée en 2017 à l’IGDD, le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant la clarté et l’application uniforme de la documentation, problème qui était également applicable à l’IGDW. OPG s’est engagée à appliquer son plan de mesures correctives à l’IGDW ainsi qu’à l’IGDD. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives et a confirmé qu’OPG avait mis en œuvre les changements requis à l’IGDW.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG avait défini adéquatement les structures organisationnelles ainsi que les rôles et responsabilités à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à faire à l’IGDW pour ce domaine particulier en 2017.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait d’avoir un programme adéquat de gestion du changement à l’IGDW, conformément aux exigences réglementaires applicables.

À la suite d’une inspection effectuée en 2017 à l’IGDD, le personnel de la CCSN a déterminé que le processus de gestion du changement d’OPG était inefficace pour ce qui est de l’inspection des CSS et des autres documents génériques utilisés par toutes les installations de gestion des déchets d’OPG. OPG a donc créé un comité de gestion du changement afin de gérer les changements à la gouvernance et aux processus pour ce qui est des déchets nucléaires dans toutes ses IGD. OPG s’est engagée à appliquer le plan de mesures correctives à l’IGDW en ce qui concerne la gestion du changement. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives, et supervisait la mise en œuvre des changements par OPG à l’IGDW.

Culture de sûreté

Le personnel de la CCSN a jugé qu’OPG a continué de favoriser une saine culture de sûreté à l’IGDW en 2017. La CCSN surveillera la prochaine autoévaluation de la culture de sûreté d’OPG à l’IGDW, prévue en 2018, et toute mesure d’amélioration qui sera entreprise.

Gestion de la configuration

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) à l’IGDW conformément à son programme de gestion de la configuration et aux autres exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’IGDW pour ce domaine particulier en 2017.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de maintenir et de mettre en œuvre un système de contrôle des documents et de gestion des dossiers à l’IGDW et à l’ASDR‑1 qui respectait les exigences réglementaires applicables.

À la suite d’une inspection à l’IGDD qui portait sur le système de gestion d’OPG, le personnel de la CCSN a relevé des problèmes de faible importance sur le plan de la sûreté concernant le contrôle des documents et des dossiers qui s’appliquent également à l’IGDW. OPG s’est engagée à appliquer le plan de mesures correctives à l’IGDW en ce qui concerne la gestion des dossiers. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait les plans de mesures correctives d’OPG et s’est dit satisfait des progrès réalisés.

Gestion des entrepreneurs

Le personnel de la CCSN a conclu que l’interface entre OPG et ses entrepreneurs à l’IGDW ne répondait pas aux exigences réglementaires applicables en 2017. À la suite d’une inspection à l’IGDD, le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG n’effectuait plus d’inspection à la réception, y compris la vérification de l’historique des CSS reçus des fournisseurs. L’abandon des inspections des CSS à la réception et le fait qu’OPG n’ait pas incorporé ce changement dans sa documentation interne ont considérablement réduit la surveillance des fournisseurs par OPG. OPG s’est engagée à appliquer le plan de mesures correctives à l’IGDW concernant la gestion des fournisseurs.À la fin de 2017, le personnel de la CCSN surveillait la mise en œuvre des mesures correctives à l’IGDW. De plus amples renseignements figurent à la section 3.1.1.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables à la continuité des opérations à l’IGDW. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG disposait de plans d’urgence pour maintenir ou restaurer la continuité des opérations pour les fonctions critiques de sûreté et d’exploitation en cas de conditions difficiles, notamment une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou une grève.

Définition de problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables en matière de détermination des problèmes et en tenant compte de l’expérience d’exploitation à l’IGDW. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’IGDW pour ce domaine particulier en 2017.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’évaluation, d’amélioration et de gestion du rendement à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à faire à l’IGDW pour ce domaine particulier en 2017.

3.5.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion de la performance humaine à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’OPG à l’IGDW continuait de respecter les exigences réglementaires applicables. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à signaler à l’IGDW pour ce domaine particulier en 2017.

Formation du personnel

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué d’avoir un programme de formation bien documenté et robuste pour son parc d’installations, programme fondé sur une approche systématique à la formation. La mise en œuvre de ce système pour les programmes de formation à l’IGDW respectait les exigences réglementaires applicables.

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG avait pris des mesures correctives satisfaisantes à la suite des résultats de l’inspection axée sur la formation en 2016. Par la suite, le personnel de la CCSN a clos le dossier.

Accréditation du personnel

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW, car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW, car il n’y a aucun poste accrédité par la CCSN à cette installation.

Organisation du travail et conception des tâches

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables pour ce qui est de l’aptitude au travail à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN a demandé à OPG de lui présenter un plan de mise en œuvre du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome I : Gérer la fatigue des travailleurs, d’ici le 30 septembre 2017. OPG s’est engagée à mettre en œuvre intégralement ce REGDOC à l’IGDW pour le 1^er janvier 2019. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du plan de mise en œuvre d’OPG et surveillera ses progrès.

Le personnel de la CCSN a demandé à OPG de lui présenter un plan de mise en œuvre du REGDOC-2.2.4 de la CCSN, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues, pour le 31 mars 2018. Toutefois, même si le personnel de l’IGDW est principalement composé d’employés d’OPG, le personnel visé par ce REGDOC est entièrement composé d’employés de Bruce Power et il sera donc assujetti au plan de mise en œuvre de Bruce Power. Comme il est indiqué à la section 3.4.2, Bruce Power s’est engagée à terminer la mise en œuvre du REGDOC‑2.2.4, tome II, d’ici décembre 2019.

3.5.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation à l’IGDW respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de respecter ou de dépasser les exigences réglementaires applicables à la conduite des activités autorisées à l’IGDW. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué d’exploiter l’IGDW d’une manière sûre et sécuritaire, en tenant suffisamment compte de la santé, de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, de la protection de l’environnement et des obligations internationales.

En 2017, OPG a exploité l’IGDW dans les limites de ses lignes de conduite pour l’exploitation et des exigences de sûreté opérationnelle.

Le 23 août 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW, concernant un arrêt non prévu à l’installation de stockage à sec du combustible usé (ISSCU). L’alimentation de catégorie IV à l’installation de stockage à sec a été perdue, mais restaurée après six heures. OPG a déclaré qu’il n’y avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel à la suite de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Cette section consiste en trois sous-sections, à savoir les opérations concernant les déchets de haute activité, les opérations concernant les déchets de faible et moyenne activité et les activités de construction.

Opérations concernant les déchets de haute activité

En 2017, OPG a traité 100 CSS à l’IGDW. Depuis la mise en service de l’installation à la fin de 2017, OPG a traité et entreposé 1 364 CSS à l’IGDW.

Opérations concernant les déchets de faible et moyenne activité

À l’IGDW, OPG traite et stocke les DFMA produits par la centrale de Darlington, la centrale de Pickering et Bruce Power. OPG mène des activités d’incinération et de compactage des DFA afin de réduire le volume de stockage par un facteur de 70 (incinération) et de 5 (compaction), conformément à la règle des « 3 R » : réduire, réutiliser et recycler. Le volume total de DFMA reçus à l’IGDW en 2017 était de 2 240 m³.

Activités de construction

OPG n’a construit aucun bâtiment additionnel à l’IGDW en 2017.

Procédures

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG disposait de la gouvernance nécessaire pour s’assurer que les procédures à l’IGDW étaient rédigées d’une manière uniforme et utilisable. OPG avait en place des attentes clairement documentées concernant l’utilisation et le respect des procédures, ainsi qu’un processus de gestion des changements aux procédures à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la qualité des procédures d’OPG et a estimé qu’elles continuaient de respecter les exigences réglementaires applicables.

Rapport et établissement de tendances

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’en matière de rapports et de tendances, OPG respectait ou dépassait les exigences et les attentes réglementaires applicables en 2017 à l’IGDW.

Au cours de l’année de référence, tous les rapports périodiques pour l’IGDW ont été soumis à la CCSN en temps opportun et étaient adéquats.

En 2017, le personnel de la CCSN a reçu d’OPG six rapports d’événement de faible importance sur le plan de la sûreté concernant l’IGDW. Ces rapports d’événement sont décrits plus en détail sous les DSR applicables à la section 3.5.

Rendement de la gestion des arrêts

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Paramètres d’exploitation sûre

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’en 2017, la gestion des accidents graves et les activités subséquentes de rétablissement ont continué de respecter ou de dépasser les exigences réglementaires applicables à l’IGDW. Le programme a été mis en œuvre avec une structure organisationnelle qui établit clairement les rôles et les responsabilités de tous les participants au programme. Le personnel de la CCSN n’avait aucune observation importante à présenter pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Gestion des accidents et rétablissement

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de gestion des accidents et de rétablissement d’OPG à l’IGDW a continué de respecter ou de dépasser les exigences réglementaires applicables en 2017. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.5.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté à l’IGDW respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Analyse déterministe de la sûreté

Le personnel de la CCSN a déterminé que l’analyse déterministe de la sûreté d’OPG prévoyait des marges de sûreté adéquates et qu’elle respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à l’IGDW. OPG présente un rapport d’analyse de la sûreté à l’IGDW tous les cinq ans, rapport qui indique les dangers à l’installation et les mesures prises pour les contrôler ou les atténuer. La plus récente version approuvée de ce document a été présentée au personnel de la CCSN en 2012, qui s’est dit satisfait de cette mise à jour. OPG a présenté une révision du rapport de sûreté pour l’IGDW en novembre 2017 et il était en cours d’examen par la CCSN.

OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet de protection-incendie à l’IGDW conformément aux exigences applicables.

OPG a présenté la mise à jour de l’analyse des risques d’incendie, de l’examen de conformité aux codes et du programme de vérification de la protection-incendie pour l’IGDW. Le personnel de la CCSN a déterminé que l’approche et la méthode utilisées étaient généralement conformes aux exigences applicables concernant le programme de vérification de la protection-incendie. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN procédait à l’examen de l’analyse des risques d’incendie et de l’examen de conformité aux codes.

Étude probabiliste de sûreté

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Sûreté-criticité

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Analyse des accidents graves

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

3.5.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conception matérielle à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Gouvernance de la conception

Le personnel de la CCSN a conclu qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la gouvernance de la conception en 2017 à l’IGDW.

Conception des enveloppes sous pression

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet sur les enveloppes sous pression à l’IGDW, programme qui était conforme aux exigences réglementaires applicables.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des structures en 2017 à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des systèmes en 2017 à l’IGDW.

Conception de la protection-incendie

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a poursuivi la mise en œuvre d’un programme complet de protection-incendie à l’IGDW conformément à la norme du Groupe CSA N393-F13, Protection contre l’incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires.

Conception des composants

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG continuait de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la conception des composants en 2017 à l’IGDW.

Le 12 septembre 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW concernant le certificat d’inspection d’un appareil sous pression. En 2016, la Technical Standards and Safety Authority a inspecté des réservoirs de propane à l’IGDW et a déterminé qu’un certificat d’inspection n’était pas nécessaire. Cependant, le 2 août 2017, OPG a confirmé que le certificat d’inspection était requis et la Technical Standards and Safety Authority a délivré les certificats le jour suivant.

OPG a déclaré que cet événement n’avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel et qu’aucune dose efficace n’avait été reçue en raison de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

3.5.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a établi et maintenu un programme d’aptitude fonctionnelle efficacement mis en œuvre à l’IGDW, et il s’est dit satisfait du respect des exigences réglementaires applicables. Les programmes mis en œuvre assurent l’état matériel sécuritaire des SSC.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/performance de l’équipement

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW.

Entretien

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entretien d’OPG respectait les exigences réglementaires applicables en matière à l’IGDW en 2017. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Intégrité structurale

En 2017, le personnel de la CCSN a confirmé que les SSC importants pour la sûreté de l’exploitation de l’IGDW ont continué de respecter les exigences applicables en matière d’intégrité structurale établies dans le dimensionnement ou dans les normes et lignes directrices acceptées par la CCSN pour l’IGDW.

Gestion du vieillissement

En 2017, le personnel de la CCSN a confirmé que le programme de gestion intégrée du vieillissement d’OPG à l’IGDW continuait de respecter les exigences réglementaires applicables.

OPG a terminé sa transition afin de se conformer au REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Gestion du vieillissement, à l’IGDW en 2017.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de contrôle chimique d’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à l’IGDW en 2017.

Le personnel de la CCSN a examiné les rapports trimestriels de 2017 pour l’IGDW et a conclu que l’installation avait maintenu un rendement acceptable concernant la chimie. Il n’y a eu aucun incident de nature chimique à l’IGDW en 2017.

Inspections et essais périodiques

Ce domaine particulier ne s’applique pas à l’IGDW, car les exigences concernant les inspections et essais périodiques sont traitées dans le cadre de la gestion du vieillissement de l’installation.

3.5.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre un programme efficace et bien documenté, fondé sur les meilleures pratiques de l’industrie, pour maintenir les doses reçues par les personnes au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) à l’IGDW. En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG a eu recours à des initiatives ALARA, à la planification du travail et à la surveillance et au contrôle des doses pour atteindre les objectifs ALARA ambitieux établis par OPG à l’IGDW.

En 2017, le personnel de la CCSN a vérifié que les expositions aux rayonnements et les doses aux travailleurs à l’IGDW étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et avaient respecté le niveau ALARA.

Contrôle des doses aux travailleurs

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires pour ce qui est de mesurer et d’enregistrer les doses reçues par les travailleurs à l’IGDW.

Les activités courantes de vérification de la conformité menées en 2017 ont confirmé que le rendement en ce qui concerne le contrôle des doses aux travailleurs à l’IGDW était efficace. Les doses de rayonnement aux travailleurs étaient inférieures aux limites de dose réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection d’OPG.

Le personnel de la CCSN n’a observé aucune tendance négative ni exposition imprévue importante sur le plan de la sûreté découlant des activités autorisées à l’IGDW en 2017.

Les données sur les doses aux travailleurs à l’IGDW sont présentées à la section 2.7. La dose maximale reçue par un travailleur à l’IGDW en 2017 était de 0,6 mSv, soit 1,2 % de la limite de dose réglementaire.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre un programme de radioprotection à l’IGDW qui respecte les exigences du Règlement sur la radioprotection.

La surveillance exercée par OPG concernant la mise en œuvre et l’amélioration du programme a permis de protéger efficacement les travailleurs à l’IGDW. OPG mesure régulièrement le rendement de son programme de radioprotection par rapport aux cibles, objectifs et buts établis par l’industrie.

OPG a révisé les seuils d’intervention pour les IGD en 2017 afin de s’assurer qu’ils constituaient des indicateurs appropriés d’une perte de contrôle possible d’un élément du programme de radioprotection d’OPG à l’IGDW. Le personnel de la CCSN a examiné les seuils d’intervention révisés et les a jugés appropriés.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a mis en œuvre des contrôles des dangers radiologiques qui respectaient les exigences réglementaires applicables. Ces mesures protégeaient les travailleurs et faisaient en sorte que la contamination radioactive était contrôlée à l’intérieur des limites du site de l’IGDW.

Il n’y a eu aucun dépassement du seuil d’intervention pour le contrôle de la contamination de surface à l’IGDW en 2017.

Le 10 mars 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW, concernant l’absence d’un avis de mise en garde contre les rayonnements conformément à l’alinéa 21b) du Règlement sur la radioprotection. OPG a déclaré que cet événement n’avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Le 8 novembre 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW, concernant l’absence d’un avis de mise en garde contre les rayonnements. Lorsque l’absence de l’avis a été découverte, une barrière a été installée et l’avis a été affiché à la limite des 25 µSv/h [2,5 mrem/h]). OPG a déclaré qu’il n’y a eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel à la suite de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Dose estimée au public

L’IGDW est située à l’intérieur des limites de la centrale nucléaire de Bruce. Conformément aux exigences du permis, Bruce Power a mis en place ses propres programmes visant à s’assurer que les doses de rayonnement reçues par les membres du grand public, en raison des rejets par la centrale, demeurent au niveau ALARA. Comme l’indique la figure 10 à la section 2.7, la dose au public associée aux activités opérationnelles du site entre 2013 et 2017 était bien en deçà de la limite de dose annuelle réglementaire de 1 mSv pour les membres du public.

3.5.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques à l’IGDW dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Entièrement satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables à l’IGDW pour ce qui est du rendement en matière de santé et de sécurité classiques.

OPG a continué de démontrer sa capacité de protéger les travailleurs contre les accidents du travail dans le cadre de ses activités autorisées à l’IGDW. Les incidents liés à la santé et à la sécurité sont signalés par OPG sur une base continue, le cas échéant. Aucun incident lié à la santé et à la sécurité ou incident entraînant une perte de temps à l’IGDW n’a été signalé au personnel de la CCSN par OPG en 2017.

Le personnel de la CCSN a effectué des inspections à l’IGDW et a consigné ses constats sur les contrôles et pratiques sécuritaires employés par OPG pour éliminer les dangers classiques. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucun point préoccupant concernant la santé et la sécurité classiques en 2017.

Avant de procéder à ses inspections, le personnel de la CCSN a participé à des réunions d’information sur la santé et la sécurité tenues avec le personnel et la direction d’OPG. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de ces séances d’information.

Pratiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques d’OPG en matière de santé et de sécurité classiques respectaient ou dépassaient les exigences réglementaires applicables à l’IGDW en 2017.

Les pratiques et les conditions de travail en matière de santé et de sécurité classiques à l’IGDW ont continué d’assurer au personnel un degré élevé de sécurité. Le personnel d’OPG à tous les niveaux faisait preuve d’une attitude proactive afin de prévoir les dangers liés au travail et d’empêcher les conditions non sécuritaires. L’environnement de travail continue d’en être un où les pratiques sécuritaires sont encouragées. Le personnel de la CCSN a vérifié qu’OPG disposait de procédures appropriées en place à l’IGDW pour protéger la santé des personnes contre les matières dangereuses.

Le personnel de la CCSN a observé des pratiques de travail sûres au cours des inspections sur le site à l’IGDW. Un indicateur positif à cet égard est l’utilisation du programme d’analyse des dangers professionnels, qui précise l’engagement d’OPG à réaliser des préinspections des travaux et des lieux de travail, à répertorier les procédures d’urgence pour ces travaux, à établir le niveau minimal requis d’équipement de protection individuelle et à répertorier également les autorisations de travail ou les permis requis avant le début des travaux.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de respecter ou de dépasser les exigences réglementaires applicables en matière de sensibilisation en 2017 à l’IGDW. Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de maintenir un lieu de travail sûr à l’IGDW. Il n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.5.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Protection de l’environnement à l’IGDW respectait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables, soit les mêmes que l’année précédente.

Contrôle des effluents et des rejets

L’IGDW possède ses propres limites de rejet dérivés (LRD) et seuils d’intervention pour ce qui est des rejets radioactifs liquides et gazeux. Le personnel de la CCSN a observé qu’en 2017, tous les rejets de substances radioactives dans l’air et dans l’eau de l’IGDW sont demeurés inférieurs aux limites réglementaires et aux seuils d’intervention applicables. Les rejets sont présentés à la figure 22, exprimés en pourcentages des LRD applicables. Les valeurs réelles des rejets et des LRD sont présentées à l’annexe I.

OPG a présenté au personnel de la CCSN des LRD et des seuils d’intervention environnementaux révisés pour l’IGDW. La révision des LRD était basée sur la mise à jour n^o 2 (novembre 2017) de la norme du Groupe CSA N288.1-F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. À la fin de 2017, le personnel de la CCSN examinait les révisions.

En date du 14 décembre 2017, OPG respectait entièrement les exigences de la norme N288.3.4-F13, Essais de performance des systèmes d’épuration d’air radioactif des installations nucléaires, à l’IGDW.

Figure 22 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
Western WMF	0.0058%	0.0000%	0.0000%	0.0000%	0.0000%	0.1748%	0.0034%	0.0637%	0.0000%

Système de gestion de l’environnement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’en 2017, OPG a continué d’établir et de mettre en œuvre à l’échelle de l’organisation un système de gestion de l’environnement (SGE) pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires à l’IGDW et pour s’assurer que ces activités sont menées de manière à prévenir ou à atténuer les effets négatifs sur l’environnement. Le SGE respectait les exigences du REGDOC-2.9.1 de la CCSN, Principes, évaluations environnementales et mesures de protection de l’environnement, version 1.1, et le SGE est également homologué selon la norme 14001:2015 de l’ISO – Systèmes de management environnemental – Exigences et lignes directrices pour son utilisation ^{Référence 8}. En raison de cette homologation, le SGE fait l’objet de vérifications et d’examens périodiques par des tiers indépendants qui en vérifient la suffisance et relèvent les possibilités d’amélioration.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données de surveillance environnementale fournies par OPG pour l’IGDW et a conclu que le grand public et l’environnement à proximité de l’installation étaient protégés. OPG respectait les exigences réglementaires applicables en la matière à l’IGDW en 2017.

OPG a terminé l’évaluation de son réseau de surveillance des eaux souterraines à l’IGDW et a ajouté 22 puits additionnels à son programme de surveillance des eaux souterraines. L’évaluation a mis à jour et confirmé la compréhension de l’hydrogéologie du site actuel et des zones d’expansion potentielle.

En 2017, OPG a effectué une analyse des écarts entre le programme actuel de surveillance des eaux souterraines et les exigences de la norme du Groupe CSA N288.7-F15, Programmes de protection des eaux souterraines des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d’uranium. OPG a élaboré un plan de mise en œuvre pour respecter cette norme d’ici le 31 décembre 2021. Le personnel de la CCSN a jugé acceptable cette date de transition.

Protection du public

Le personnel de la CCSN a confirmé que le grand public à proximité de l’IGDW était protégé et qu’on ne prévoyait aucun impact sur la santé.

OPG a présenté, en 2017, deux rapports pertinents à un autre organisme de réglementation, en l’occurrence le ministère de l’Environnement et de l’Action en matière de Changement Climatique (MEACC). En juillet 2017, OPG a signalé que le logiciel d’acquisition et de traitement des données ne permettait pas de normaliser les rejets de SO₂ et de NOx à 11 % d’oxygène. En décembre 2017, OPG a signalé qu’il y avait eu un léger dépassement de la limite des rejets de NOx par les cheminées. Le personnel de la CCSN a conclu que les risques pour le grand public et l’environnement, attribuables aux rejets de substances dangereuses dans l’environnement par l’IGDW, étaient faibles. OPG a signalé que la concentration de NOx dépassait la moyenne mobile sur 24 heures du MEACC. OPG a signalé cet incident au MEACC et a élaboré un plan d’action pour corriger le dépassement. Les deux points ont été réglés et le dossier est clos.

La dose au public est traitée à la section 3.5.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre et de maintenir un programme efficace d’évaluation des risques environnementaux (ERE) et de gestion connexe à l’IGDW, conformément aux exigences réglementaires applicables.

En avril 2016, OPG a soumis une ERE à l’appui de sa demande pour un renouvellement de permis de 10 ans, qui a été présentée à la Commission le 12 avril 2017. Le personnel de la CCSN a effectué un examen technique détaillé de l’ERE par rapport à la norme du Groupe CSA N288.6‑F12, Évaluations des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, et a conclu que certaines exigences n’étaient pas respectées. OPG a présenté une ERE actualisée en octobre 2016. Le personnel de la CCSN a conclu que la méthode de l’ERE était conforme aux exigences applicables. Dans l’ensemble, il est peu probable que les rejets dans l’air et dans l’eau par l’IGDW aient des effets négatifs importants sur l’environnement et la santé humaine. Le personnel de la CCSN a conclu que les révisions apportées à l’ERE actualisée étaient acceptables.

En mai 2016, OPG a soumis une évaluation prédictive des effets (EPE) pour appuyer le processus d’autorisation concernant la construction d’autres bâtiments de stockage et de traitement et pour démontrer que ses mesures visant à protéger l’environnement étaient adéquates. Le personnel de la CCSN a constaté que l’EPE fournissait une évaluation adéquate de tous les risques potentiels pour la santé humaine et l’environnement associés à la construction d’autres bâtiments de stockage et de traitement au cours de la prochaine période d’autorisation. Les résultats de l’examen de l’EPE, par le personnel de la CCSN, ont indiqué qu’il était peu probable que les activités de construction proposées aient des effets significatifs sur la santé humaine ou sur l’environnement.

Le personnel de la CCSN a examiné l’EPE ainsi que l’ERE actualisée et a conclu que toutes deux étaient conformes à la norme du Groupe CSA N288.6.

3.5.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

OPG a retenu les services de Bruce Power pour qu’elle fournisse en tout temps à l’IGDW une capacité complète d’intervention en cas d’urgence classique. Cela comprend le personnel et l’équipement pour les situations et les événements médicaux mettant en cause des matières dangereuses (HAZMAT), la recherche et le sauvetage, ainsi que l’intervention en cas d’incendie.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué d’appuyer et de maintenir en tout temps une capacité complète de préparation et d’intervention en cas d’urgence, qui respecte les exigences réglementaires applicables à l’IGDW. De plus, le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué d’appuyer les organisations hors site en matière de gestion des urgences et les engagements à cet effet.

OPG dispose d’un programme d’urgence pour l’IGDW qui comprend des procédures d’intervention en cas d’urgence radiologique. De la formation et des exercices ont lieu chaque année sur le site de Bruce afin de s’assurer que tous les secteurs du site, y compris l’IGDW, disposent d’une capacité adéquate de notification et d’intervention d’urgence par les services d’urgence de Bruce Power. OPG évalue périodiquement les installations, l’équipement, les procédures et le personnel d’intervention d’urgence de Bruce Power afin de confirmer que les services convenus continueront de répondre aux exigences.

OPG disposait d’un plan de transition pour mettre en œuvre la version 2 du REGDOC-2.10.1 de la CCSN, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires (2016), à l’IGDW pour le 31 décembre 2018. Le personnel de la CCSN a jugé acceptable cette date de transition.

Préparation et intervention en cas d’incendie

À la lumière de ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de maintenir une capacité complète d’intervention en cas d’incendie et un programme de protection-incendie qui respectaient les exigences réglementaires applicables à l’IGDW.

Le personnel de la CCSN a examiné les documents soumis par OPG concernant la protection-incendie, y compris une analyse des besoins d’intervention en cas d’incendie à l’IGDW, et a conclu qu’ils respectaient les exigences réglementaires applicables.

Le 25 septembre 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW concernant la perte d’eau d’extinction d’incendie. Bruce Power a avisé OPG qu’une canalisation maîtresse s’était rompue sur le site. Un plan de réduction des risques d’incendie a immédiatement été mis en place, y compris la restriction du travail à chaud sur le site. Le circuit d’eau d’extinction a été rétabli environ 12 heures après la rupture de la canalisation maîtresse. OPG a déclaré que cet événement n’avait eu aucune répercussion sur l’environnement, la santé ou la sécurité du personnel, ni sur la sûreté ou la sécurité de l’installation et qu’aucune dose efficace n’avait été reçue à la suite de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

3.5.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des déchets à l’IGDW respectait ou dépassait les objectifs de rendement et les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a confirmé que la caractérisation des déchets par OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables à l’IGDW.

OPG a continué d’utiliser des programmes efficaces pour caractériser les déchets radioactifs et dangereux à l’IGDW en 2017. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’OPG visant à réduire au minimum les déchets radioactifs a continué de respecter les exigences réglementaires applicables à l’IGDW.

Les activités de gestion des déchets réalisées dans les IGD génèrent une quantité minime de déchets radioactifs. Néanmoins, OPG s’est donné comme objectif de réduire au minimum la production de déchets radioactifs découlant de ses activités opérationnelles.

En 2012 et 2013, OPG a étudié plusieurs possibilités pour le retraitement des déchets de l’IGDW à l’extérieur. Des projets pilotes ont été menés à bien pour confirmer les possibilités de réduction du volume des grands composants métalliques, notamment les échangeurs de chaleur, pour vérifier le contenu des déchets non traitables stockés et pour confirmer les possibilités d’un retraitement ultérieur. En 2017, OPG a continué d’envoyer certains déchets à un fournisseur externe autorisé, pour leur traitement.

En 2013, OPG a mis en œuvre un programme visant les déchets « probablement propres » à l’IGDW. Ce programme prévoit la séparation à la source des déchets qui ne sont probablement pas radioactifs (c.-à-d. « propres »), de manière à réduire au minimum la production de DFA à cette installation. Lors des inspections de routine en 2017, le personnel de la CCSN a observé et a confirmé la mise en œuvre de ce programme par OPG.

En 2014, OPG a entrepris un projet pilote de tri des déchets à l’IGDW. Les déchets non traitables des BSDFA, qu’ils soient stockés ou neufs, ont été ouverts et triés en différents flux. Les matières qui peuvent être incinérées et qui sont compactables ont été séparées en vue de leur traitement ultérieur à l’IGDW. Les métaux ont été séparés, puis inspectés, décontaminés et retirés du flux de déchets ou, s’ils ne pouvaient être décontaminés, ils ont été entreposés pour traitement ultérieur ou stockage provisoire. Depuis 2015, les DFA sont triés, ce qui a permis de réduire davantage le volume des déchets par incinération et compactage, et de retirer les métaux du flux de déchets. Ce programme s’est poursuivi en 2017.

Pratiques de gestion des déchets

Par ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets d’OPG ont continué de respecter les exigences réglementaires applicables. OPG a continué d’employer des pratiques efficaces de gestion des déchets radioactifs et dangereux à l’IGDW en 2017. OPG utilise des procédures de gestion des déchets pour s’assurer que les déchets générés à l’installation sont correctement séparés, comme l’a relevé le personnel de la CCSN lors des inspections en 2017.

Au 31 octobre 2017, OPG avait entièrement mis en œuvre, à l’IGDW, les exigences des normes du Groupe CSA N292.0-F14, Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié, N292.2-F13, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié et N292.3-F14, Gestion des déchets faiblement et moyennement radioactifs.

Plans de déclassement

Le plan préliminaire de déclassement (PPD) pour l’IGDW respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables en 2017.

En 2017, OPG a révisé les PPD de toutes ses installations pour la période allant jusqu’à 2022. Une stratégie de déclassement immédiat a été choisie pour le déclassement de l’IGDW, lorsque tous les déchets de faible et de moyenne activité et le combustible usé auront été transférés dans un dépôt approprié. La Commission a accepté le PPD et les garanties financières connexes.Les garanties financières connexes sont décrites à la section 2.15.

3.5.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Sécurité à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Satisfaisant », soit une diminution par rapport à l’année précédente.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables pour les installations et l’équipement à l’IGDW. OPG a continué de maintenir son équipement de sécurité grâce à la gestion du cycle de vie à l’IGDW. Aucune défaillance importante d’équipement n’a été signalée en 2017. De plus, OPG disposait de procédures en place pour prévenir adéquatement les incidents de sécurité à l’IGDW.

En 2017, OPG a remplacé l’équipement de tri de l’installation de stockage à sec du combustible usé (ISSCU). OPG a ajouté de nouveaux dispositifs d’évaluation de la sécurité à la limite de la zone protégée et a mis à niveau certaines parties de la barrière de la zone protégée afin d’allonger le délai de pénétration, ce qui a amélioré les mesures de sécurité.

Le 8 février 2017, OPG a signalé au personnel de la CCSN un événement qui s’est produit à l’IGDW concernant la sécurité. OPG a déclaré qu’il n’y avait eu aucune incidence sur l’environnement, la santé, la sûreté ou la sécurité de l’installation ou du personnel à la suite de cet événement. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des mesures correctives prises par le titulaire de permis et a par la suite clos l’événement.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’intervention à l’IGDW.

En 2017, OPG a mis à jour les procédures d’exploitation en matière de sécurité pour l’IGDW et s’est assurée que ses plans d’urgence répondaient à la menace de référence, telle qu’approuvée par la CCSN. La force d’intervention est fournie par Bruce Power.

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG a continué de mettre en œuvre des pratiques de sécurité à l’IGDW qui respectaient les exigences réglementaires applicables.

OPG disposait de procédures en place pour guider le personnel de sécurité dans tous les secteurs et toutes les zones, bien qu’il y ait eu des signes de non‑respect de ces procédures. Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices d’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables à l’IGDW.

Conformément au Règlement sur la sécurité nucléaire, OPG est tenue d’effectuer un exercice de sécurité tous les 30 jours à l’IGDW pour vérifier l’état de préparation d’un ou plusieurs de ses systèmes de protection physique et de son personnel de sécurité. Ces exigences en matière d’exercice s’appliquent à la force d’intervention pour la sécurité nucléaire de Bruce Power, qui fournit la composante d’intervention armée du programme de sécurité de l’IGDW.

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.5.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération d’OPG à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, la cote « Satisfaisant » lui a été attribuée, soit la même que l’année précédente.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a confirmé que le contrôle et la comptabilité des matières nucléaires par OPG à l’IGDW ont continué de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’accès et d’assistance à l’IGDW. OPG a accordé à l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) un accès et une aide adéquats pour les activités liées aux garanties, y compris les inspections, l’entretien de l’équipement et l’application régulière de scellés à l’IGDW, conformément aux accords de garanties entre le Canada et l’AIEA et aux conditions de permis de l’installation.

En 2017, l’AIEA a effectué une vérification de l’inventaire physique, une vérification des renseignements descriptifs, sept inspections inopinées et un accès complémentaire à l’IGDW afin de vérifier l’inventaire des matières nucléaires et de s’assurer de l’absence de matières et d’activités nucléaires non déclarées. OPG a fourni l’accès et le soutien pour ces inspections et l’AIEA a informé la CCSN que les résultats de ces inspections étaient satisfaisants.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG a continué de respecter les exigences réglementaires applicables en matière de renseignements sur les opérations et la conception à l’IGDW.

OPG a soumis à la CCSN son programme opérationnel annuel accompagné de mises à jour trimestrielles pour l’IGDW, dans les délais prévus. OPG a présenté à la CCSN la mise à jour annuelle des renseignements conformément au Protocole additionnel de l’AIEA, dans les délais prévus. Les renseignements fournis respectaient les exigences de la CCSN.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables concernant l’équipement de garanties, le confinement et la surveillance à l’IGDW. Il a également confirmé qu’OPG a appuyé les activités d’exploitation et d’entretien de l’équipement de l’AIEA à l’IGDW, y compris l’entretien courant de l’équipement de surveillance, pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures de garanties de l’installation.

3.5.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport à l’IGDW atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, l’IGDW a reçu la cote « Satisfaisant », soit la même que l’année précédente.

Conception et entretien des colis, emballage et transport et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG disposait d’un programme d’emballage et de transport à l’IGDW qui respectait le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

En ce qui a trait au transport des substances nucléaires, OPG a assuré un niveau de sûreté équivalent à celui requis pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sécurité des travailleurs, du grand public et de l’environnement.

Le personnel de la CCSN n’a relevé aucune observation importante pour l’IGDW à l’égard de ce domaine particulier en 2017.

3.5.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

OPG a continué de communiquer régulièrement avec les résidents et les parties intéressées afin de les informer au sujet de l’IGDW.

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’OPG respectait les exigences réglementaires applicables concernant l’information et la divulgation publiques et a fourni suffisamment d’information sur l’état de ses installations au moyen de diverses activités de communication, y compris : des séances d’information, des visites de l’installation, la participation aux activités communautaires, des bulletins, des mises à jour continues de son site Web et l’utilisation des médias sociaux.

Relations avec les Autochtones

Le personnel de la CCSN a constaté qu’OPG disposait d’un programme approprié de mobilisation des Premières Nations. En 2017, OPG a continué ses activités de mobilisation auprès des collectivités autochtones vivant à proximité de l’IGDW à l’égard de ses activités, et les a mis au courant au sujet du projet de dépôt géologique en profondeur (DGP). OPG a tenu des réunions trimestrielles distinctes avec la Nation des Ojibway de Saugeen, la Nation métisse de l’Ontario (Comité de consultation sur le territoire traditionnel de la baie Georgienne, région 7) et la Collectivité métisse historique de Saugeen. Un événement important en 2017 a été le renouvellement du permis d’exploitation de l’IGDW en avril (demande approuvée), avec la participation des collectivités susmentionnées à titre d’intervenants. Des visites de l’IGDW ont été organisées avec les collectivités autochtones. De plus, OPG a financé des activités communautaires, des camps d’été et des activités culturelles dans le cadre de son programme de présence sociale.

3.6 Gentilly-2

L’évaluation en matière de sûreté pour chaque DSR est propre à l’installation. Des renseignements généraux concernant les DSR figurent à la section 2. Les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui ont été désignés comme des exigences réglementaires pour Gentilly-2, en date de décembre 2017, figurent à  l’annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017.

Évaluation globale de la sûreté

L’évaluation faite par le personnel de la CCSN de la sûreté des installations de Gentilly-2 en 2017 a donné lieu aux cotes de rendement indiquées dans le tableau 26. D’après les observations et les évaluations des DSR, le personnel de la CCSN a conclu que les installations de Gentilly-2 étaient maintenues de façon sûre. La cote globale était « Satisfaisant », soit la même qu’en 2015, dernière année où une cote a été attribuée à Gentilly-2.

Tableau 26 : Cotes attribuées au rendement de Gentilly-2 en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Cote
Système de gestion	SA
Gestion de la performance humaine	SA
Conduite de l’exploitation	SA
Analyse de la sûreté	SA
Conception matérielle	SA
Aptitude fonctionnelle	SA
Radioprotection	SA
Santé et sécurité classiques	SA
Protection de l’environnement	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA
Gestion des déchets	SA
Sécurité	SA
Garanties et non-prolifération	SA
Emballage et transport	SA
Cote globale	SA

Légende :

• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

3.6.0 Introduction

Gentilly-2 est située sur la rive sud du fleuve Saint-Laurent, à Bécancour (Québec), environ 15 km à l’est de Trois-Rivières. Elle appartient à Hydro-Québec et est exploitée par celle-ci.

Le réacteur CANDU a une capacité nominale de 675 mégawatts électriques (MWé). Le réacteur de Gentilly‑ 2 est entré en exploitation commerciale en 1983, a été mis à l’arrêt définitif le 28 décembre 2012 et était complètement déchargé de son combustible au 3 septembre 2013. En 2015, Gentilly-2 a effectué la transition vers l’état de stockage sûr, c’est‑à‑dire que son combustible était stocké soit dans la piscine de stockage du combustible usé (stockage en piscine), soit dans des modules CANSTOR (stockage à sec).

Autorisation

Une audience de la Commission a eu lieu le 5 mai 2016 afin d’examiner la demande de permis de déclassement et de gestion des déchets d’Hydro‑Québec ^{Référence 22}. Le 22 juin 2016, la Commission a annoncé sa décision de délivrer un permis de déclassement d’un réacteur de puissance à Hydro‑Québec pour les installations de Gentilly-2. Le permis est valide du 1^er juillet 2016 au 30 juin 2026.

Manuel des conditions de permis

Le manuel des conditions de permis (MCP) de Gentilly-2 n’a pas été modifié depuis la délivrance du permis en 2016.

Autorisation en vertu de la Loi sur les pêches

Hydro-Québec a réalisé, en vertu de la Loi sur les pêches, une autoévaluation préalable au renouvellement de son permis en 2016. Le personnel de la CCSN a examiné l’autoévaluation et a déterminé que Gentilly-2 ne nécessitait pas d’autorisation en vertu de la Loi sur les pêches.

Rapports initiaux d’événements

Aucun rapport initial d’événement visant Gentilly-2 n’a été présenté à la Commission durant la période allant du 1^er janvier 2017 au 1^er juin 2018.

Programme de vérification de la conformité

Les efforts déployés chaque année par la CCSN à l’égard du programme de vérification de la conformité pour Gentilly-2 sont compilés à l’annexe G. Les inspections menées à Gentilly-2 et prises en compte dans les évaluations de la sûreté pour le présent rapport de surveillance réglementaire sont compilées à l’annexe J.

3.6.1 Système de gestion

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Système de gestion à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Système de gestion

Le personnel de la CCSN a déterminé que le système de gestion d’Hydro-Québec à Gentilly-2 satisfaisait aux exigences réglementaires applicables en 2017. Hydro-Québec a achevé la mise en œuvre de la version de 2012 de la norme du Groupe CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires en 2016.

Organisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec dispose d’une structure organisationnelle ainsi que de rôles et de responsabilités définis à la centrale de Gentilly-2.

En 2017, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de la gestion des documents à Gentilly-2 et a constaté un cas de non-conformité de faible importance sur le plan de la sûreté concernant le Manuel de gestion de la qualité (MGQ) d’Hydro-Québec. À cette occasion, il a observé que le Manuel ne comprenait aucune interface entre les installations de Gentilly-2 sur le site et le centre de documents situé à Montréal. Afin d’élaborer des dispositions permettant de communiquer systématiquement avec le personnel aux installations de Gentilly-2 en cas d’événement ayant un impact sur la conservation des documents, il convient de créer une interface avec le centre de documents de Montréal.

Hydro-Québec a donné suite aux préoccupations du personnel de la CCSN en présentant une version révisée du manuel du système de gestion de Gentilly-2, qui tient compte des niveaux de dotation et de la structure organisationnelle. La structure organisationnelle comprend deux unités : l’entretien et le soutien technique.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait de la restructuration d’Hydro-Québec et continuera de surveiller la structure organisationnelle jusqu’à ce que l’état de stockage à sec sûr soit atteint en 2020.

Gestion du changement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec disposait d’un programme de gestion du changement adéquat et conforme aux exigences réglementaires applicables. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Culture de sûreté

En 2015, Hydro-Québec a émis une nouvelle procédure relative à la performance humaine pour renforcer les comportements attendus du personnel afin de favoriser une culture de sûreté saine. Pour de plus amples renseignements, voir la section sur le programme de performance humaine ci-dessous.

Gestion de la configuration

Hydro-Québec a maintenu la configuration de ses structures, systèmes et composants (SSC) en conformité avec son programme de gestion de la configuration et les exigences réglementaires.

En 2017, Hydro-Québec a soumis une nouvelle révision du programme qui s’appliquait spécifiquement au contrôle de la configuration de l’équipement. Le personnel de la CCSN est satisfait de cette révision.

Gestion des documents

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec a continué de mettre en œuvre et de tenir à jour un système de gestion et de contrôle des documents qui répondaient aux exigences réglementaires applicables.

En 2017, tel qu’il est susmentionné, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de la gestion des documents aux installations de Gentilly-2. Le personnel a conclu qu’Hydro-Québec a respecté les exigences réglementaires applicables concernant la gestion des documents, malgré quelques points de non-conformité mineurs. Plus particulièrement, des constats de faible importance sur le plan de la sûreté ont été cernés à l’égard de la gestion des documents au centre de documents de Montréal. En 2018, le personnel de la CCSN surveillera la mise en œuvre du plan de mesures correctives d’Hydro-Québec.

En 2017, Hydro-Québec a présenté le plan d’achèvement des procédures visant à retirer les systèmes du service. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller le plan de gestion des documents d’Hydro-Québec, alors que les installations effectuent la transition vers l’état de stockage à sec sûr.

Gestion des entrepreneurs

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec a continué de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la gestion des entrepreneurs. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Continuité des opérations

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Hydro-Québec a respecté les exigences réglementaires applicables concernant la continuité des opérations. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Définition des problèmes et expérience d’exploitation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec a continué de respecter les exigences réglementaires applicables concernant la détermination de problèmes et l’expérience d’exploitation (OPEX). En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec a continué de respecter les exigences réglementaires applicables concernant l’examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

3.6.2 Gestion de la performance humaine

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion de la performance humaine à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Programme de performance humaine

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme de performance humaine d’Hydro‑Québec répondait aux exigences réglementaires applicables. Tel qu’il est mentionné dans le domaine particulier de la culture de sûreté, Hydro-Québec a émis en 2015 une procédure relative à la performance humaine qui vise à renforcer les comportements attendus du personnel pour maintenir une bonne culture de sûreté et à réduire continuellement la fréquence et la gravité des événements. Le personnel de la CCSN était satisfait des plans proposés par Hydro‑Québec et des mesures prises pour s’assurer que la performance humaine demeure adéquate.

Formation du personnel

La mise en œuvre du nouveau programme de formation d’Hydro-Québec, élaboré en 2014, s’est poursuivie en 2017. Ce programme était adapté à la structure organisationnelle de Gentilly-2 et aux activités relatives à l’état de stockage sûr sur le site. Dans le cadre de la transition vers la nouvelle structure organisationnelle, Hydro-Québec a confirmé mettre en œuvre la formation requise pour le nouveau poste de responsable de site.

En 2017, Hydro-Québec a présenté le programme de formation pour le poste de responsable de site au personnel de la CCSN, qui l’a jugé acceptable.

MISE À JOUR : Au début de 2018, le personnel de la CCSN a effectué une vérification de suivi sur le site relative à divers domaines liés à la formation du titulaire du poste de responsable de site, au retrait de la brigade de pompiers sur le site et à la formation des spécialistes principaux en radioprotection.

En 2017, Hydro-Québec a soumis une analyse des écarts et un plan de transition pour la mise en œuvre du REGDOC-2.2.2, La formation du personnel. Le personnel de la CCSN a examiné les documents présentés et a déterminé que les processus et procédures mis en place respectaient les exigences réglementaires pour l’approche systématique à la formation.

Globalement, le personnel de la CCSN a conclu qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables concernant la formation du personnel.

Accréditation du personnel

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’accréditation du personnel d’Hydro‑Québec à Gentilly-2 satisfaisait aux exigences réglementaires applicables. Il convient de noter que, à Gentilly-2, seuls les spécialistes principaux en radioprotection sont accrédités. Le personnel de la CCSN a examiné les rapports de dotation pour le personnel accrédité ainsi que les demandes d’accréditation initiale et les demandes de renouvellement de l’accréditation, et a confirmé que le personnel accrédité des installations de Gentilly-2 possédait les connaissances et les habiletés requises pour effectuer les tâches en toute sécurité et de manière compétente.

Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation

Étant donné que les programmes d’examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation pour les spécialistes en radioprotection accrédités qui travaillent dans les installations de Gentilly-2 sont administrés par le personnel de la CCSN, Hydro-Québec n’est pas tenue de mettre en place un programme d’examens d’accréditation initiale ou un programme de renouvellement de l’accréditation.

Organisation du travail et conception des tâches

L’organisation d’Hydro-Québec a poursuivi son évolution en 2017. Hydro-Québec a modifié et réduit les effectifs des installations de Gentilly-2 sur la base de risques réduits et d’un volume de travail réduit en adaptant les procédures et les capacités du personnel, conformément à un plan présenté à la CCSN.

L’effectif minimal à Gentilly-2 a respecté les exigences réglementaires applicables.

En 2017, une seule infraction à l’effectif minimal a été signalée à la CCSN concernant un membre de la brigade de pompiers industrielle; cette infraction n’a eu aucun impact sur la sûreté. Depuis décembre 2017, le personnel de la CCSN a approuvé le retrait de la brigade de pompiers industrielle de l’effectif minimal à Gentilly-2; à ce moment, un accord a été conclu entre Hydro‑Québec et la municipalité de Bécancour afin d’assurer l’intervention du service de lutte contre l’incendie de Bécancour en cas d’alarme d’incendie aux installations de Gentilly-2. L’effectif minimal comprend maintenant des agents de sécurité nucléaire qui sont présents en tout temps et qui sont responsables d’assurer la sûreté et la sécurité des installations. En outre, le responsable du site est tenu de se trouver sur place durant toutes les activités d’entretien, qui ont généralement lieu du lundi au jeudi.

La surveillance des installations en dehors des heures de travail se fait au moyen d’un système d’annonce, de communication et de rappel qui transmet automatiquement les alarmes au responsable du site qui est sur appel.

En 2017, le personnel de la CCSN a demandé à Hydro-Québec de continuer à signaler chaque trimestre les activations du système de rappel. Il a examiné les documents présentés par Hydro‑Québec pour 2017 et s’est dit satisfait des renseignements fournis. Aucun problème n’a été déclaré concernant l’exploitation du système automatisé depuis son entrée en service. Le personnel de la CCSN était satisfait du système. Bien qu’il ait demandé à Hydro‑Québec de documenter les renseignements liés aux événements aboutissant à l’activation du système, il n’exige plus la transmission des rapports d’événements connexes à la CCSN depuis 2018.

Aptitude au travail

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec a continué de respecter les exigences réglementaires applicables concernant l’aptitude fonctionnelle aux installations de Gentilly-2.

À la fin de 2017, le personnel de la CCSN a demandé à Hydro-Québec de lui soumettre un plan de mise en œuvre pour le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 1 : Gérer la fatigue des travailleurs et le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues.

Les seuls travailleurs visés par le REGDOC-2.2.4, Aptitude au travail, tome 1 : Gérer la fatigue des travailleurs sont les travailleurs du secteur nucléaire, et ceux visés par le REGDOC Aptitude au travail, tome II : Gérer la consommation d’alcool et de drogues sont les agents de sécurité nucléaire et les spécialistes en radioprotection accrédités.

MISE À JOUR : Hydro-Québec a présenté les plans de mise en œuvre et les analyses des écarts à l’appui à la fin de mars 2018.

3.6.3 Conduite de l’exploitation

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conduite de l’exploitation à Gentilly‑2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN a déterminé que la réalisation des activités autorisées d’Hydro‑Québec répondait aux exigences réglementaires applicables à Gentilly-2. Hydro-Québec a continué de réaliser ses activités à Gentilly-2 en toute sûreté et sécurité, en portant une attention adéquate à la santé, à la sûreté, à la sécurité, à la radioprotection, à la protection de l’environnement et aux obligations internationales.

En 2017, Hydro-Québec a exploité les installations de Gentilly-2 dans le respect de ses Lignes de conduite pour l’exploitation et ses exigences opérationnelles en matière de sûreté.

Procédures

Le personnel de la CCSN a confirmé que les procédures des installations de Gentilly-2 ont continué de satisfaire aux exigences réglementaires applicables. Hydro-Québec avait en place un processus défini pour assurer l’élaboration des procédures et la gestion des changements d’une manière uniforme qui appuie le déclassement sûr des installations.

Rapports et établissement de tendances

En 2017, tous les rapports prévus ont été présentés à la CCSN dans les délais prescrits et étaient adéquats. Le personnel de la CCSN a déterminé que les rapports et l’établissement de tendances aux installations de Gentilly-2 respectaient les exigences réglementaires applicables et les attentes en 2017.

Rendement de la gestion des arrêts

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Gentilly-2.

Paramètres d’exploitation sûre

Le personnel de la CCSN a déterminé que Gentilly-2 respectait les paramètres d’exploitation sûre et les exigences réglementaires applicables. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Le personnel de la CCSN a confirmé que les programmes de gestion des accidents graves et de rétablissement d’Hydro-Québec continuaient de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Gestion des accidents et rétablissement

Le personnel de la CCSN a confirmé que les programmes de gestion des accidents et de rétablissement d’Hydro-Québec continuaient de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

3.6.4 Analyse de la sûreté

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Analyse de la sûreté à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Analyse déterministe de la sûreté

L’analyse déterministe de la sûreté prédisait des marges de sûreté adéquates et respectait les exigences réglementaires applicables à Hydro-Québec.

Hydro-Québec a poursuivi ses activités de déclassement en vue d’atteindre l’état de stockage à sec sûr et compte atteindre cet état d’ici la fin de 2020. Pour la période allant de décembre 2019 à la déclaration d’état de stockage à sec sûr, aucun changement important à l’installation n’est attendu. Hydro-Québec doit présenter une mise à jour de son rapport de sûreté en 2019, conformément aux exigences du REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires de la CCSN. Elle discutait avec le personnel de la CCSN de l’intention de demander officiellement une prolongation en vue de présenter la version révisée de ce rapport après avoir atteint l’état de stockage à sec sûr.

Étude probabiliste de sûreté

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Gentilly-2.

Analyse de la criticité

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Gentilly-2.

Analyse des accidents graves

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Gentilly-2.

Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Ce domaine particulier ne s’applique pas à Gentilly-2.

3.6.5 Conception matérielle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Conception matérielle à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Gouvernance de la conception

Conception des enveloppes sous pression

À la suite des activités de vérification de la conformité réalisées, le personnel de la CCSN était satisfait de la mise en œuvre du programme relatif aux enveloppes sous pression à Gentilly-2. En 2017, Hydro-Québec a révisé son programme d’enveloppes sous pression de manière à mieux refléter l’état actuel des installations. Le personnel de la CCSN a examiné le programme révisé et s’est dit satisfait de la mise à jour.

Caractérisation du site

Le personnel de la CCSN a confirmé que la caractérisation du site à Gentilly-2 continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Conception de l’installation

Le personnel de la CCSN a confirmé que la conception des installations à Gentilly-2 continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Conception des structures

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception des structures continuait de respecter les exigences applicables. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Conception des systèmes

Le personnel de la CCSN a conclu que la conception des systèmes à Gentilly-2 respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Système d’alimentation électrique

Hydro-Québec a maintenu en place les systèmes d’alimentation électrique et d’instrumentation et de contrôle de Gentilly-2 requis pour l’état de stockage sûr du combustible dans les piscines de stockage du combustible usé. Des modifications ont été apportées pour assurer la fiabilité de ces systèmes.

Hydro-Québec ne comptait pas apporter d’autres modifications aux systèmes électriques avant l’atteinte de l’état de stockage sûr, dans le cadre duquel tout le combustible serait stocké dans les modules CANSTOR.

Instrumentation et contrôle

Hydro-Québec a présenté un sommaire de projet pour l’installation d’un nouveau système de surveillance des paramètres pour Gentilly-2 qui a entraîné le remplacement des deux ordinateurs de contrôle en 2016. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait du système et l’a jugé acceptable dans le contexte de l’état actuel des installations de Gentilly-2. Il exercera la surveillance réglementaire de ce système jusqu’à ce que Gentilly-2 ait atteint l’état de dormance.

Conception des composants

Le personnel de la CCSN a confirmé que la conception des composants à Gentilly-2 continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

3.6.6 Aptitude fonctionnelle

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Aptitude fonctionnelle à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Aptitude fonctionnelle de l’équipement/Performance de l’équipement

Le personnel de la CCSN a confirmé que, globalement, l’aptitude fonctionnelle de l’équipement et la performance de l’équipement à Gentilly-2 continuaient de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Entretien

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec continuait d’atteindre les objectifs de rendement et de respecter les exigences réglementaires applicables en matière d’entretien. Il s’est dit satisfait du rendement d’Hydro‑Québec dans ce domaine particulier.

Intégrité structurale

Le personnel de la CCSN a confirmé que l’intégrité structurale à Gentilly-2 continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Gestion du vieillissement

Le personnel de la CCSN a conclu que le programme intégré de gestion du vieillissement d’Hydro‑Québec continuait de respecter les exigences réglementaires applicables à Gentilly-2. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Contrôle chimique

Le personnel de la CCSN a confirmé que le contrôle chimique d’Hydro-Québec continuait de respecter les exigences réglementaires applicables à Gentilly-2. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Inspections et essais périodiques

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes d’inspection périodique (et de gestion du vieillissement) d’Hydro-Québec avaient été révisés afin de tenir compte de l’état actuel de Gentilly-2 et que les changements apportés à ces programmes étaient en vigueur et conformes aux normes du Groupe CSA N291-F08, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU et N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires ainsi qu’aux REGDOC‑2.6.3, Gestion du vieillissement et REGDOC‑2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires de la CCSN. Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des modifications apportées à ces programmes, lesquelles étaient proportionnelles aux risques opérationnels et radiologiques.

3.6.7 Radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Radioprotection à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Application du principe ALARA

En 2017, Hydro-Québec a présenté son plan ALARA visant la phase finale (phase III) du drainage des résines des réservoirs de stockage. Les deux premières campagnes de transfert des résines, à l’été et à l’automne 2013 et 2014, ont été réussies et ont permis d’acquérir de l’expérience d’exploitation en vue de la troisième campagne. Le personnel de la CCSN était satisfait du plan et a déterminé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

Contrôle des doses des travailleurs

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec continuait de respecter les exigences réglementaires applicables en vue de mesurer et de consigner les doses aux travailleurs à Gentilly-2.

Les activités courantes de vérification de la conformité réalisées en 2017 ont permis de confirmer que le rendement de Gentilly-2 sur le plan du contrôle des doses des travailleurs était efficace. Les doses de rayonnement aux travailleurs étaient inférieures aux limites de doses réglementaires et aux seuils d’intervention établis dans le programme de radioprotection d’Hydro-Québec. Les données relatives aux doses aux travailleurs à Gentilly-2 en 2017 sont présentées à la section 2.7. La dose maximale reçue par un travailleur en 2017 a été de 1,16 mSv, ce qui représente approximativement 2,3 % de la limite de dose réglementaire.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec continuait de mettre en œuvre à Gentilly‑2 un programme de radioprotection qui respectait les exigences du Règlement sur la radioprotection. Il s’est dit satisfait du rendement d’Hydro-Québec dans ce domaine particulier.

Contrôle des dangers radiologiques

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec continuait de mettre en œuvre des contrôles des dangers radiologiques qui respectaient les exigences réglementaires applicables. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Dose estimée au public

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec continuait de veiller à la protection du grand public, conformément au Règlement sur la radioprotection. Les doses estimées au grand public déclarées pour les activités de Gentilly-2 étaient de 0,007 mSv, soit bien inférieures à la limite de dose annuelle fixée à 1 mSv (voir la section 2.7).

La valeur pour Gentilly-2 en 2017 était supérieure aux valeurs des années précédentes pour deux raisons. D’abord, Hydro-Québec a modifié son approche des calculs en 2017, rendant possible la comptabilisation des mesures réelles de radioactivité de la faune aquatique, ce qui a changé la manière d’identifier les personnes les plus exposées dans un groupe critique (un pêcheur à proximité du point de rejet) et a également été associé à la modification des LRD. Ensuite, les écarts sur le plan des rejets de radionucléide et de leur dispersion dans l’environnement à la suite d’opérations menant au stockage sûr peuvent également expliquer la dose estimée supérieure en 2017.

3.6.8 Santé et sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Santé et sécurité classiques à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Rendement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec respectait les exigences applicables concernant le rendement en matière de santé et sécurité classiques à Gentilly-2.

Selon les données présentées par Hydro-Québec, le nombre de jours perdus s’est accru, passant de 0 en 2016 à 14 en 2017, alors que le nombre de blessures nécessitant des soins médicaux et d’incidents entraînant une perte de temps a augmenté, passant de 0 en 2016 à 2 en 2017, pour un total de 119 385 heures-personnes travaillées.

Pratiques

À Gentilly-2, les pratiques en matière de santé et sécurité classiques d’Hydro-Québec respectaient les exigences réglementaires applicables. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Sensibilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec respectait ou dépassait les exigences réglementaires applicables concernant la sensibilisation en 2017 à Gentilly-2. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

3.6.9 Protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Protection de l’environnement à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Contrôle des effluents et des rejets

Le personnel de la CCSN a analysé les rejets radiologiques gazeux et liquides dans l’environnement déclarés en provenance des installations de Gentilly-2 et a confirmé qu’ils sont demeurés inférieurs aux limites réglementaires et aux seuils d’intervention en 2017. La figure 23 présente les rejets radiologiques gazeux et liquides provenant des installations de Gentilly-2 en 2017 sous forme de pourcentages des limites de rejet dérivées (LRD) applicables. Les valeurs réelles des rejets et les LRD sont indiquées à l’annexe I.

Figure 23 - Version textuelle

	Air						Eau
	Tritium (HTO)	Tritium (HT)	Iode-131	Gaz rares	Particules radioactives	Carbone-14	Tritium	Activité beta gamma	Carbone-14
Gentilly-2	0.0430%	0.0000%	0.0000%	0.0000%	0.0010%	0.00373%	0.0020%	0.0006%	0.0382%

Système de gestion de l’environnement

Hydro-Québec a élaboré et mis en œuvre un programme de gestion de l’environnement pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités de déclassement et pour s’assurer que ces activités sont réalisées d’une manière qui prévient ou atténue les effets néfastes sur l’environnement. Le programme respectait les exigences réglementaires applicables.

Le système de gestion de l’environnement aux installations de Gentilly-2 est décrit en détail dans la documentation du programme de protection de l’environnement, qui a été mise à jour en 2017 par Hydro-Québec. Selon Hydro-Québec, cette mise à jour représentait la dernière mesure à mettre en œuvre pour se conformer entièrement au REGDOC-2.9.1, Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement de la CCSN. Le personnel de la CCSN analysait la mise à jour afin de s’assurer que la mise en œuvre du REGDOC était complète et acceptable.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN a examiné et évalué les données sur la surveillance environnementale et a conclu que le grand public et l’environnement à proximité de Gentilly-2 étaient protégés. Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables en 2017.

En 2014, Hydro-Québec a retiré du programme de surveillance environnementale la surveillance des impacts des rejets thermiques sur les poissons. Elle a justifié cette mesure par l’atteinte de l’état de stockage sûr en piscine, tout le combustible usé étant stocké en piscine, par la diminution de l’eau de captage et par la baisse des rejets thermiques.

La mise à jour par Hydro-Québec de la documentation relative à son programme de protection de l’environnement en 2017 a également tenu compte d’autres changements aux activités de surveillance environnementale qui reflètent l’état des installations de Gentilly-2.

Protection du public

Aucun rejet de substances dangereuses provenant de Gentilly-2 n’a dépassé les limites réglementaires applicables.

La dose au public est abordée à la section 3.6.7.

Évaluation des risques environnementaux

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec continuait de mettre en œuvre et de tenir à jour un programme efficace de gestion et d’évaluation des risques environnementaux aux installations de Gentilly-2, conformément aux exigences réglementaires applicables.

À la suite de l’arrêt du réacteur, la quantité d’eau pompée à la prise d’eau a considérablement diminué, tout comme l’impaction et l’entraînement prévus du biote aquatique. Par conséquent, très peu de chaleur était prévue dans le canal de décharge; les incidences thermiques sur le biote aquatique étaient minimes. De même, les incidences prévues sur les habitats en milieu humide et les habitats terrestres étaient minimes à la suite de l’arrêt du réacteur. Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que les risques environnementaux à la suite du déclassement seraient minimes et il s’attend à ce qu’Hydro-Québec confirme cette conclusion par l’intermédiaire d’une surveillance continue de l’environnement.

3.6.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des urgences et protection-incendie à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

L’atteinte de l’état de stockage sûr en piscine et la progression vers l’état de stockage à sec sûr ont abouti à une diminution considérable des risques radiologiques associés au site.

Compte tenu de la réduction du risque, en 2016, la province de Québec a aboli le plan d’intervention hors site en cas d’urgence nucléaire. Toutefois, des dispositions demeurent en place pour répondre aux urgences radiologiques, notamment, dans le cadre du plan élargi d’intervention en cas d’urgence du Québec, tel qu’il est décrit à la section 2.10.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Les dangers sur le site des installations de Gentilly-2 ont été considérablement réduits, ce qui élimine la nécessité de maintenir sur place une brigade de pompiers industrielle à temps plein avec une capacité HAZMAT. Le protocole d’entente conclu avec la municipalité de Bécancour a été révisé à l’automne 2017 afin de fournir des services d’intervention en cas d’urgence. Le personnel d’expérience chargé de l’exploitation de Gentilly-2 demeure en service et est disponible en tout temps pour apporter de l’aide et intervenir en cas d’incident concernant les dangers classiques, s’il y a lieu.

Le personnel de la CCSN a conclu que la préparation et l’intervention en cas d’urgence classique de Gentilly-2 respectaient les exigences réglementaires applicables.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Le personnel de la CCSN a conclu qu’Hydro-Québec continuait de maintenir et d’appuyer une capacité de préparation et d’intervention en cas d’urgence en 2017 qui respectait toutes les exigences réglementaires applicables grâce au protocole d’entente signé avec la municipalité de Bécancour à l’automne 2017.

Le personnel de la CCSN était satisfait de la réinstallation du centre des opérations d’urgence sur le site d’Hydro-Québec en 2017 et de sa capacité révisée d’organisation et d’intervention en cas d’urgence. Hydro-Québec a révisé son plan d’urgence nucléaire sur le site pour Gentilly-2 en décembre 2017.

Préparation et intervention en cas d’incendie

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec continuait de maintenir un programme d’intervention en cas d’incendie et de protection-incendie qui respectait les exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN a accepté la demande d’Hydro-Québec visant à retirer la brigade de pompiers industrielle à compter du 22 décembre 2017, après qu’Hydro‑Québec ait ajusté ses jalons en vue d’y intégrer les attentes de la CCSN. Les services d’intervention en cas d’incendie sont maintenant fournis par les municipalités avoisinantes. Tel qu’il est susmentionné, un protocole d’entente a été signé entre Hydro-Québec et les municipalités afin d’appuyer l’intervention d’urgence pour le site.

Le personnel de la CCSN a accepté la demande d’Hydro-Québec d’annuler la vérification de la brigade de pompiers industrielle, prévue à l’origine en décembre 2017, étant donné qu’elle n’était plus pertinente compte tenu de l’état du site. Quoi qu’il en soit, Hydro-Québec compte réaliser une vérification de la protection-incendie avant la fin de 2019.

Le personnel de la CCSN a examiné les modifications apportées aux mesures d’intervention en cas d’urgence sur le site et a conclu qu’Hydro-Québec continuait de fournir des services adéquats d’intervention à cet égard.

3.6.11 Gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Gestion des déchets à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Caractérisation des déchets

Le personnel de la CCSN a confirmé que la caractérisation des déchets d’Hydro-Québec continuait de respecter les exigences réglementaires applicables. Hydro-Québec a continué d’exécuter des programmes efficaces pour la caractérisation des déchets radioactifs et dangereux en 2017.

Réduction des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les programmes de gestion des déchets d’Hydro‑Québec servant à réduire les déchets radioactifs respectaient les exigences réglementaires applicables à Gentilly-2. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Pratiques de gestion des déchets

Le personnel de la CCSN a déterminé que les pratiques de gestion des déchets d’Hydro-Québec respectaient les exigences réglementaires applicables.

Le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des renseignements fournis par Hydro‑Québec à l’égard du plan de mise en œuvre visant la norme du Groupe CSA N292.2-F13, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié, lequel est assorti d’une échéance ferme prévue en juin 2018.

Plans de déclassement

Le plan préliminaire de déclassement de Gentilly-2 respectait les exigences réglementaires applicables en 2017. La garantie financière connexe est abordée à la section 3.6.15.

3.6.12 Sécurité

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Sécurité à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Les installations de Gentilly-2 demeurent un site à sécurité élevée, tel qu’il est défini dans le Règlement sur la sécurité nucléaire. Hydro-Québec est par conséquent tenue de respecter les exigences du Règlement jusqu’à l’achèvement de son déclassement, après quoi la CCSN évaluera la demande de modification de la sécurité du site présentée par le titulaire de permis.

Hydro-Québec disposait d’agents de sécurité nucléaire qualifiés et d’un programme de sécurité satisfaisant.

Installations et équipement

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables pour les installations et l’équipement. Hydro-Québec a fourni une infrastructure adéquate, des barrières de retardement physiques, un contrôle de l’accès et de l’identification, des procédures, des systèmes, des dispositifs et du personnel de sécurité afin de respecter les exigences de son programme de sécurité. De plus, Hydro-Québec dispose d’un programme d’entretien correctif pour les systèmes et les dispositifs de sécurité essentiels au site de Gentilly-2. Les zones protégées de Gentilly-2 étaient équipées de systèmes de détection des intrusions.

Les installations de gestion des déchets de Gentilly-2 utilisent des modules CANSTOR, de conception canadienne, pour stocker le combustible usé. Le combustible usé était également stocké dans la piscine de stockage du combustible usé qui se trouve à l’intérieur de la zone protégée de la centrale principale. En plus des barrières physiques en place le long du périmètre des zones protégées, la CCSN a confirmé que des barrières de retardement suffisantes étaient en place pour permettre à la force d’intervention d’intervenir efficacement en cas de tentative de vol ou de sabotage des matières nucléaires situées à ces endroits.

Le personnel de la CCSN a réalisé une inspection sur le terrain en 2017 et a confirmé l’efficacité de la sécurité des installations et de l’équipement aux installations de Gentilly-2. Hydro-Québec a traité dans les délais prescrits les domaines d’amélioration possible relevés par le personnel de la CCSN.

L’un des points restants, soit la confirmation de la pertinence de la barrière marine, a été résolu au printemps 2018.

Cybersécurité

Hydro-Québec maintient un programme de cybersécurité aux installations de Gentilly-2. Tout au long de 2017, Hydro-Québec continuait de mettre en œuvre la norme du Groupe CSA N290.7, Cybersécurité. Aucun événement lié à la cybersécurité n’a été déclaré en 2017. Le personnel de la CCSN a conclu que le programme respectait les exigences réglementaires applicables.

MISE À JOUR : En juin 2018, la CCSN a reçu la présentation finale d’Hydro-Québec sur l’achèvement de la mise en œuvre de la norme du Groupe CSA N290.7.

Arrangements en matière d’intervention

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables pour les arrangements en matière d’intervention à Gentilly-2.

Hydro-Québec a embauché des agents de sécurité nucléaire formés et adéquatement équipés pour son installation. De plus, Hydro-Québec a établi des arrangements de coopération en matière d’intervention avec la Sûreté du Québec au moyen de protocoles d’entente écrits dans le cas où des services d’intervention supplémentaires seraient nécessaires. Les contenants de stockage en béton des déchets radioactifs sont extrêmement robustes et assurent une barrière de retardement suffisante pour permettre une intervention immédiate des agents de sécurité et obtenir l’aide d’organismes d’intervention hors site afin de prévenir le vol ou le sabotage. Les arrangements en matière d’intervention de Gentilly-2 surpassaient les exigences prescrites, car les agents de sécurité nucléaire sont formés pour intervenir, sont équipés d’armes primaires et secondaires et ont l’autorisation de la province de Québec pour agir à titre d’agents de la paix dans les installations de Gentilly-2. Ce sont les agents d’intervention tactique de la Sûreté du Québec qui composent la force d’intervention hors site.

Pratiques en matière de sécurité

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables pour les arrangements en matière d’intervention à Gentilly-2. En 2017, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Entraînements et exercices

Le personnel de la CCSN a déterminé que le programme d’entraînements et d’exercices d’Hydro‑Québec respectait les exigences réglementaires applicables.

Conformément au Règlement sur la sécurité nucléaire, Gentilly-2 doit procéder à un exercice de sécurité tous les 30 jours pour mettre à l’épreuve l’état de préparation d’un ou de plusieurs systèmes de protection physique ainsi que l’état de préparation de son personnel de sécurité.

Le personnel de la CCSN a conclu qu’il n’y avait aucun problème important sur le plan de sûreté dans ce domaine particulier.

3.6.13 Garanties et non-prolifération

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Garanties et non-prolifération à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Le personnel de la CCSN a conclu que le contrôle et la comptabilité des matières nucléaires exercés par Hydro-Québec à Gentilly-2 étaient conformes aux exigences réglementaires applicables en 2017. Cette même année, il n’a relevé aucune observation importante pour Gentilly-2 à l’égard de ce domaine particulier.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Le personnel de la CCSN a déterminé que les mesures d’Hydro‑Québec visant l’accès de l’AIEA et l’assistance à l’AIEA répondaient aux exigences réglementaires applicables. Hydro-Québec a accordé un accès et une assistance adéquats à l’AIEA pour les activités relatives aux garanties, y compris l’entretien de l’équipement, et l’application routinière de sceaux à Gentilly-2.

En 2017, l’AIEA a réalisé trois inspections inopinées à Gentilly-2. Elle n’a procédé à aucune vérification de l’inventaire physique à Gentilly-2 en 2017.

Renseignements sur les opérations et la conception

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables pour les renseignements sur les opérations et la conception à Gentilly-2.

Hydro-Québec a soumis à la CCSN, dans les délais prescrits, son programme opérationnel annuel ainsi que des mises à jour trimestrielles pour Gentilly-2 et la mise à jour annuelle de l’information, conformément au Protocole additionnel de l’AIEA. Les renseignements fournis respectaient les exigences de la CCSN.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Le personnel de la CCSN a confirmé qu’Hydro-Québec respectait les exigences réglementaires applicables pour l’équipement en matière de garanties, confinement et surveillance. Hydro‑Québec a apporté un soutien aux activités d’entretien et de fonctionnement de l’équipement de l’AIEA à Gentilly-2, ce qui comprenait l’entretien et l’installation d’équipement de surveillance pour assurer la mise en œuvre efficace des mesures relatives aux garanties aux installations.

3.6.14 Emballage et transport

Le personnel de la CCSN a conclu que le DSR Emballage et transport à Gentilly-2 atteignait les objectifs de rendement et respectait les exigences réglementaires applicables. Par conséquent, les installations ont reçu la cote « Satisfaisant ».

Le transport des substances nucléaires en partance et à destination de l’installation était effectué en toute sûreté.

En ce qui concerne les déplacements des substances nucléaires sur le site, Hydro‑Québec assure un niveau équivalent de sûreté à ce qui est exigé pour le transport hors site afin de protéger la santé et la sûreté des travailleurs et du grand public ainsi que l’environnement.

Conception et entretien des colis, emballage et transport, et enregistrement aux fins d’utilisation

Le personnel de la CCSN a déterminé qu’Hydro-Québec disposait d’un programme d’emballage et de transport à Gentilly-2 qui est conforme au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses.

Aucun événement lié à l’emballage et au transport n’a été déclaré en 2017.

3.6.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Programme d’information publique

Tel qu’il est énoncé à la condition G.6 du permis de déclassement d’un réacteur de puissance visant Gentilly-2, Hydro-Québec doit présenter un rapport annuel qui résume tous les faits nouveaux et événements survenus aux installations de Gentilly-2. En 2017, le personnel de la CCSN a achevé l’examen du rapport de 2016 et a conclu qu’Hydro‑Québec respectait toutes les exigences réglementaires associées au programme d’information publique.

MISE À JOUR : En mai 2018, Hydro-Québec a présenté le rapport de 2017. Le personnel de la CCSN examinait ce rapport.

Relations avec les Autochtones

Le programme d’information publique d’Hydro‑Québec inclut le programme de mobilisation des Autochtones. Dans le cadre de ce programme, Hydro‑Québec présente chaque année une copie papier de son rapport de surveillance environnementale pour Gentilly-2 au Grand Conseil de la Nation Waban-Aki, au Conseil des Abénakis d’Odanak et au Conseil des Abénakis de Wôlinak.

Garanties financières

Le 25 août 2017, la Commission a accepté la garantie financière totale d’Hydro-Québec pour le déclassement futur des installations de Gentilly-2 ^{Référence 23}. À cette date, la valeur de la garantie financière s’élevait à 835 millions de dollars, ce qui dépassait le montant requis de 808 millions de dollars.

4 Résumé et conclusions

La CCSN a réalisé de nombreuses activités liées à l’autorisation et à la vérification de la conformité en 2017. Les activités d’autorisation comprenaient les renouvellements de permis pour les centrales nucléaires et les IGD. Les titulaires de permis ont mené des BPS à l’appui de l’exploitation à long terme et de la mise en œuvre des résultats. Le personnel de la CCSN a également mené de nombreuses activités de vérification de la conformité en 2017, notamment des inspections, des examens documentaires, de la surveillance et un contrôle. La CCSN a assuré le suivi de ces activités au besoin, et a continué de surveiller les mesures correctives prises par les titulaires de permis qui n’avaient pas été achevées à la fin de 2017.

Les activités d’autorisation et de vérification de la conformité ont été réalisées dans le contexte d’exigences réglementaires rigoureuses. Ces exigences comprenaient notamment la conformité aux documents d’application de la réglementation de la CCSN et aux normes du Groupe CSA, dont l’évolution s’est poursuivie en 2017 au fil de la publication de nouveaux documents et de nouvelles versions. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD s’employaient à mettre en œuvre diverses nouvelles exigences en 2017, et le personnel de la CCSN s’est dit satisfait des progrès généraux.

Le personnel de la CCSN a conclu que les centrales nucléaires et les IGD visées par le présent rapport ont été exploitées en toute sûreté en 2017. Cette conclusion est fondée sur des observations générales de même que des évaluations approfondies du personnel pour chaque installation dans le contexte des 14 DSR de la CCSN.

Voici quelques observations générales :

• Aucun événement dépassant le niveau 0 sur l’Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques (INES) n’a été déclaré à l’AIEA. Pour tous les événements, les titulaires de permis ont suivi les procédures approuvées et ont pris les mesures correctives appropriées.
• Les centrales nucléaires et les IGD ont été exploitées dans les limites de leurs lignes de conduite pour l’exploitation.
• Il n’y a eu aucune défaillance grave des systèmes fonctionnels dans les centrales nucléaires. Le nombre de transitoires imprévus et d’arrêts d’urgence des réacteurs a été jugé faible et acceptable par le personnel de la CCSN. Tous les transitoires imprévus dans les réacteurs ont été adéquatement contrôlés et gérés.
• Les doses de rayonnement au public ont été bien inférieures aux limites réglementaires.
• Les doses de rayonnement aux travailleurs dans les centrales nucléaires et les IGD n’ont pas dépassé les limites réglementaires. La dose efficace moyenne annuelle de rayonnement aux travailleurs dans les centrales nucléaires et les IGD est demeurée faible en 2017. La faible augmentation (3 % par rapport aux chiffres de 2016) était principalement attribuable aux activités de remise à neuf à la centrale de Darlington et a été jugée peu importante.
• La fréquence et la gravité des blessures classiques (non radiologiques) mettant en cause des travailleurs étaient très faibles.
• Aucun rejet de substances radioactives dans l’environnement provenant des centrales nucléaires et des IGD n’a dépassé les limites réglementaires.
• Les titulaires de permis ont respecté les exigences applicables liées aux obligations internationales du Canada; les résultats des inspections visant les garanties ont été jugés acceptables par l’AIEA.

Les évaluations approfondies de chaque DSR dans le présent rapport de surveillance réglementaire ont été fondées sur la prise en compte systématique des constats et des observations découlant des inspections, des examens documentaires, de la surveillance ainsi que d’autres activités de vérification de la conformité par rapport aux exigences, attentes et objectifs de rendement pertinents. Les cotes qui résument les résultats de ces évaluations sont présentées aux tableaux 27 et 28. Toutes les centrales nucléaires et les IGD au Canada ont reçu une cote pour les DSR et une cote globale « Entièrement satisfaisant » ou « Satisfaisant » en 2017.

Tableau 27 : Cotes attribuées au rendement en matière de sûreté des centrales nucléaires au Canada en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Bruce-A	Bruce-B	Gentilly-2
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	SA	ES	ES	SA
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES	ES	ES	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA	ES	ES	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES	ES	SA	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	SA	ES	ES	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote globale	ES	ES	SA	ES	SA	SA

Tableau 28 : Cotes attribuées au rendement en matière de sûreté des IGD au Canada en 2017

Domaine de sûreté et de réglementation	IGDD	IGDP	IGDW
Système de gestion	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA
Cote globale	SA	SA	SA

Légende :

• ES – Entièrement satisfaisant
• SA – Satisfaisant
• IA – Inférieur aux attentes
• IN – Inacceptable

Références

Acronyms and abbreviations

AF

accident frequency

AFR

annual fuel report

AIMs

Abnormal Incident Manuals

ALARA

Application of as low as reasonably achievable

ASR

accident severity rate

Bq

becquerels

Bq-MeV

becquerel-mega electron volts

CAA

composite analytical approach

CANDU

Canada Deuterium Uranium

CEA Agency

Canadian Environmental Assessment Agency

CEAA 2012

Canadian Environmental Assessment Act

CFVS

containment filtered venting system

CLMF

Central Laundry and Maintenance Facility

CME

common mode events

CMLF

Central Maintenance and Laundry Facility

CNEP

Consolidated Nuclear Emergency Plan

CNL

Canadian Nuclear Laboratory

CNSC

Canadian Nuclear Safety Commission

COG

CANDU Owners Group

CSI

CANDU safety issues

CVP

Compliance Verification Program

DDP

detailed decommissioning plan

DGR

deep geologic repository

DIV

design information verification

DLAN

Disaster LAN

DNGS

Darlington Nuclear Generating Station

DRL

derived release limits

DSCs

dry storage containers

DSMs

dry storage modules

DSOs

dry storage overpacks

DWMF

Darlington Waste Management Facility

EA

Environmental Assessments

EALs

environmental action levels

ECI

emergency cooling injection

EcoRA

ecological risk assessment

EFPH

Effective full power hours

EIR

Event Initial Report

EME

emergency mitigating equipment

EMEG

Emergency Mitigating Equipment Guidelines

EMS

environmental management system

EOC

Emergency Operations Centre

EOPs

Emergency Operating Procedures

EPGs

emergency power generators

EPS

electrical power system

ERA

environmental risk assessment

ETS

emergency transfer scheme

FAGM

Fixed Area Gamma Monitoring

FDS

fish diversion system

FERP

Federal Emergency Response Plan

FHA

Fire Hazard Analysis

FNEP

Federal Nuclear Emergency Plan

FSSA

fire safety shutdown analysis

GSS

Guaranteed Shutdown State

HAZMAT

hazardous material

Heq

hydrogen equivalent content

HEQ

hydrogen equivalent concentration

HHRA

human health risk assessment

HLW

High-Level Waste

IAEA

International Atomic Energy Agency

IEMP

Independent Environmental Monitoring Program

IIP

Integrated Implementation Plan

ILW

Intermediate-Level Waste

INES

International Nuclear Event Scale

ISR

integrated safety review

IST

Industry Standard Toolset

IVR

in-vessel retention

JRP

joint review panel

LBLOCA

large-break loss-of-coolant accidents

LCH

License Conditions Handbook

LCMPs

lifecycle management plans

LILW

Low- and intermediate-level radioactive waste

LLSBs

low-level storage buildings

LLW

Low-level Waste

LOE

limit of operating envelope

LRF

large release frequency

LTIs

lost-time injuries

MCR

major component replacement

MOECC

Ministry of the Environment and Climate Change

MOL

Ministry of Labour

MOU

memorandum of understanding

MSC

Minimum Shift Complement

mSv

millisieverts

MWe

megawatts electrical

NB Power

New Brunwick Power Corporation

NBEMO

New Brunswick Emergency Measures Organization

NEA

Nuclear Energy Agency

NLA

Nuclear Liability Act

NLCA

Nuclear Liability and Compensation Act

NPP

Nuclear Power Plant

NRCan

Natural Resources Canada

NSCA

Nuclear Safety and Control Act

NWMO

Nuclear Waste Management Organization

OAG

Office of the Auditor General

OFMEM

Office of the Fire Marshall and Emergency Management

OPEX

Operating Experience

OPG

Ontario Power Generation

OSART

Operational Safety Assessment Review Team

PAR

passive autocatalytic recombiner

PDP

preliminary decommissioning plan

PDPs

preliminary decommissioning plans

PEA

predictive effects assessment

PEA

predictive environmental risk assessment

Person-Sv

person-sieverts

PIP

periodic inspection program

PIV

physical inventory verification

PKPIRT

phenomena and key parameters identification and ranking table

PLGNS

Point Lepreau Nuclear Generating Station

PMCR

preventive maintenance completion ratio

PMUNE-G2

Plan des mesures d’urgence nucléaire externe à la centrale nucléaire pour Gentilly-2

PNERP

Province of Ontario Nuclear Emergency Response Plan

PNGS

Pickering Nuclear Generating Station

PNSC

Plan national de sécurité civile

PPE

personnel protective equipment

PROL

Power Reactor Operating License

PRSL

Nuclear Power Reactor Site License

PSA

Probabilistic Safety Assessment

PSR

Periodic Safety Review

PWMF

Pickering Waste Management Facility

R&D

Research and Development

RCSA

Retube Component Storage Area

RWOS-1

Radioactive Waste Operations Site-1

RWSB

Retube Waste Storage Building

SAMG

Severe Accident Management Guidelines

SAT

Systematic Approach to Training

SCA

Safety and control areas

SCDF

severe core damage frequency

SGs

standby generators

SMC

Site Management Centre

SOE

Safe Operating Envelopes

S-PAGM

Semi-Portable Alarming Gamma Monitoring

SRWMF

Solid Radioactive Waste Management Facility

SSC

Structures, Systems and Components

SSSP

storage with surveillance phases

STOP

shield tank over-pressure

TCCs

temporary configuration changes

TPL

temporary possession licence

TPRs

third-party reviews

TRF

Tritium Removal Facility

U0O

Unit 0 Operators

UFDSF

Used Fuel Dry Storage Facility

UIs

five unannounced inspections

WANO

World Association of Nuclear Operators

WF

Douglas Point Waste Facility

WFOL

Waste Facility Operating Licence

WHMIS

Workplace Hazardous Materials Information System

WINS

World Institute of Nuclear Security

WMF

Waste Management Facilities

WNSL

waste nuclear substances licence

WWMF

Western Waste Management Facility

Zr-2.5Nb

irradiated zirconium-niobium

Glossaire

Les définitions de certains termes utilisés dans le présent document figurent dans le document REGDOC‑3.6, Glossaire de la CCSN. Ce glossaire contient des termes et définitions utilisés dans la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et ses règlements d’application, et dans les documents d’application de la réglementation de la CCSN et autres publications.

Annexe A : Définitions des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN   

La CCSN évalue dans quelle mesure les titulaires de permis satisfont aux exigences réglementaires et aux attentes de la CCSN en matière de rendement des programmes de ces 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR).

Ces DSR se divisent en 69 domaines particuliers qui définissent leurs éléments clés. Les DSR et les domaines particuliers servant à l’évaluation du rendement en matière de sûreté de la CCSN en 2017 sont énoncés au tableau A.1.

Tableau A.1 : DSR et domaines particuliers servant à l’évaluation du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis

DSR	Domaine particulier
Système de gestion	Système de gestion Organisation Gestion du changement Culture de sûreté Gestion de la configuration Gestion des documents Gestion des entrepreneurs Continuité des opérations Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement Définition des problèmes et expérience d’exploitation
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
Analyse de la sûreté	Analyse déterministe de la sûreté 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 Inspection et essais périodiques
Radioprotection	Application du principe ALARA Contrôle des doses des travailleurs Rendement du programme de radioprotection Contrôle des dangers radiologiques Dose estimée au public
Santé et sécurité classiques	Rendement Pratiques Sensibilisation
Protection de l’environnement	Contrôle des effluents et des 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
Emballage et transport	Conception et entretien des colis Emballage et transport Enregistrement aux fins d’utilisation
Autres questions d’intérêt réglementaire	Programme d’information publique Relations avec les Autochtones Assurance en matière de responsabilité nucléaire Garanties financières

1. Système de gestion

Ce DSR englobe le cadre qui établit les processus et les programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté, surveille continuellement son rendement par rapport à ces objectifs et favorise une culture de sûreté saine.

Objectif de rendement

Un système de gestion efficace est en place afin de respecter toutes les exigences et d’atteindre les objectifs connexes et de permettre au titulaire de permis de surveiller et de gérer de façon continue le rendement en fonction de ces objectifs et de maintenir une culture de sûreté saine.

2. Gestion de la performance humaine

Ce DSR englobe les activités qui permettent d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents (c.‑à‑d. des employés qui possèdent les connaissances et les compétences nécessaires et qui ont accès aux procédures et aux outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sûreté).

Objectif de rendement

Le nombre de travailleurs est suffisant, et la performance humaine est gérée de sorte que tous les travailleurs soient capables, compétents et qualifiés et qu’ils obtiennent le soutien nécessaire pour assumer leurs fonctions en toute sûreté.

3. Conduite de l’exploitation

Ce DSR comprend un examen général des activités autorisées et des activités permettant d’atteindre un rendement efficace.

Objectif de rendement

L’exploitation de la centrale est effectuée en toute sûreté et sécurité, en portant une attention adéquate à la santé, la sûreté, la sécurité, la radioprotection, la protection de l’environnement et aux obligations internationales.

4. Analyse de la sûreté

Ce DSR comprend le maintien des analyses de la sûreté qui appuient le dossier de sûreté global d’une installation. L’analyse de la sûreté comprend une évaluation systématique des dangers potentiels associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée et sert à examiner l’efficacité des mesures et des stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers. Dans le cas des centrales nucléaires, l’analyse de la sûreté fait principalement appel à une approche déterministe afin de démontrer l’efficacité de la mise en œuvre des fonctions fondamentales de sûreté, soit « le contrôle, le refroidissement et le confinement » au moyen d’une stratégie de défense en profondeur. Afin de cerner les obstacles aux barrières physiques, les facteurs de risque sont pris en compte en effectuant des études probabilistes de la sûreté. Toutefois, des marges de sûreté appropriées devraient être appliquées pour tenir compte des incertitudes et des limites des approches en matière d’analyse de la sûreté.

Objectif de rendement

Les mises à jour des analyses de la sûreté incorporent efficacement la rétroaction de diverses sources de manière à démontrer continuellement la capacité adéquate de contrôler la puissance, de refroidir le combustible et de confiner ou de limiter tout rejet de la centrale.

5. Conception matérielle

Le DSR Conception matérielle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des structures, des systèmes et des composants (SSC) à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations disponibles au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe.

Objectif de rendement

Les SSC importants pour la sûreté et la sécurité demeurent conformes à leur dimensionnement.

6. Aptitude fonctionnelle

Ce DSR englobe les activités qui ont une influence sur l’état physique des SSC afin de veiller à ce qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Il comprend les programmes qui assurent la disponibilité de tout l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsqu’il doit servir.

Objectif de rendement

Les SSC – dont le rendement pourrait avoir une incidence sur la sûreté ou la sécurité – demeurent disponibles, fiables, efficaces et conformes à leur conception, conformément aux documents de conception et d’analyse et aux mesures de contrôle de la qualité.

7. Radioprotection

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit permettre de faire en sorte que la contamination de surface et les doses de rayonnement reçues soient surveillées, contrôlées et maintenues au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA).

Objectif de rendement

La santé et la sécurité des personnes sont protégées grâce à la mise en œuvre d’un programme de radioprotection qui permet de veiller à ce que les doses de rayonnement demeurent inférieures aux limites de doses réglementaires et à ce qu’elles soient optimisées et maintenues au niveau ALARA.

8. Santé et sécurité classiques

Ce DSR englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité au travail et à protéger le personnel et l’équipement.

Objectif de rendement

Les pratiques et les conditions en matière de santé et la sécurité au travail atteignent un haut niveau de sûreté personnelle.

9. Protection de l’environnement

Ce DSR englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement.

Objectif de rendement

Le titulaire de permis prend toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement et préserver la santé et la sûreté des personnes. Cela comprend l’identification, le contrôle et la surveillance des rejets de substances nucléaires et dangereuses dans l’environnement.

10. Gestion des urgences et protection-incendie

Ce DSR englobe les plans de mesures d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence et aux conditions inhabituelles (y compris les résultats de la participation aux exercices).

Objectif de rendement

Les mesures de préparation en cas d’urgence et les capacités d’intervention en cas d’incendie sont en place pour prévenir les rejets de substances nucléaires et dangereuses et atténuer les effets de ces rejets sur le site et hors site ainsi que pour prévenir les dangers d’incendie afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement.

11. Gestion des déchets

Ce DSR englobe les programmes internes relatifs aux déchets d’une installation, jusqu’à ce que les déchets soient retirés de l’installation et transférés dans une installation de gestion des déchets distincte. Il couvre également la planification du déclassement.

Objectif de rendement

Un programme de gestion des déchets exhaustif, propre à l’installation et axé sur la catégorie de déchets est mis en œuvre et fait l’objet de vérifications afin de contrôler et de minimiser le volume de déchets nucléaires générés par l’activité autorisée. La gestion des déchets constitue un aspect important de la culture organisationnelle et de la culture de sûreté d’un titulaire de permis. Un plan de déclassement est maintenu.

12. Sécurité

Ce DSR englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis et les ordres ainsi que les attentes pour l’installation ou l’activité.

Objectif de rendement

La prévention de la perte, du vol ou du sabotage des matières nucléaires ou du sabotage de l’installation autorisée.

13. Garanties et non-prolifération

Ce DSR englobe les programmes et les activités que doit mettre en œuvre un titulaire de permis pour assurer la réussite de la mise en œuvre des obligations découlant des accords relatifs aux garanties du Canada et de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) ainsi que du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

Objectif de rendement

Le titulaire de permis se conforme aux mesures nécessaires pour satisfaire aux obligations internationales du Canada en matière de garanties au moyen de ce qui suit :

• la présentation dans les délais prescrits de rapports et de renseignements exacts
• la fourniture d’un accès et d’une aide aux inspecteurs de l’AIEA aux fins d’activités de vérification
• la présentation de renseignements opérationnels annuels et de renseignements exacts de conception des structures, des processus et des procédures de la centrale
• l’élaboration et la mise en œuvre satisfaisante de procédures appropriées relatives aux garanties de l’installation
• la démonstration de la capacité, confirmée par l’intermédiaire d’évaluations de la CCSN sur le site, à respecter toutes les exigences à l’appui des vérifications de l’inventaire physique des matières nucléaires par l’AIEA

14. Emballage et transport

Ce DSR englobe les programmes visant l’emballage et le transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance des installations autorisées.

Objectif de rendement

L’emballage et le transport des substances nucléaires sont effectués en toute sûreté.

Annexe B : Nouvelle construction de Darlington 

Le 17 août 2012, une formation de la Commission a annoncé sa décision de délivrer à OPG un permis de préparation de l’emplacement pour un réacteur de puissance (PPERP) pour son projet de nouvelle centrale nucléaire sur le site de Darlington.

En vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale, une évaluation environnementale (EE) du projet est requise avant la prise de toute décision d’autorisation visant un PPERP. L’EE a été réalisée par une commission d’examen conjoint (CEC) en 2011. L’EE et le PPERP ont été contestés dans une révision judiciaire déposée en Cour fédérale du Canada et par des appels connexes.

En définitive, la décision a été confirmée (voir la note ^{Référence 1} pour de plus amples renseignements). Le PPERP sera en vigueur pour 10 ans, soit du 17 août 2012 au 17 août 2022.

Tel qu’il est exigé par le PPERP, les activités opérationnelles réalisées de 2015 à 2017 étaient liées aux recommandations de la CEC. Plus particulièrement, OPG a mené les activités suivantes, qui ont fait l’objet de la surveillance de la CCSN :

• la surveillance de l’hirondelle de rivage et l’établissement de mesures d’atténuation
• le soutien des activités de la CCSN pour obtenir la participation des parties intéressées dans l’élaboration de politiques sur l’utilisation des terres autour des centrales nucléaires
• l’élaboration d’une méthode qui facilitera la détermination des emplacements possibles pour les ouvrages de prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario

Surveillance de l’hirondelle de rivage et établissement de mesures d’atténuation

La construction et l’exploitation d’une nouvelle centrale nucléaire sur le site de Darlington nécessiteront l’enlèvement d’une partie des falaises naturelles le long de la rive nord du lac Ontario. Ces falaises constituent des habitats reconnus de l’hirondelle de rivage qui pourraient être détruits dans le contexte du développement d’une nouvelle centrale nucléaire. La CEC a recommandé que des habitats artificiels de nidation de l’hirondelle de rivage soient construits afin de maintenir la population le plus près possible des falaises originales.

Afin de tenir compte des recommandations de la CEC, on examine depuis 2008 les nids de l’hirondelle de rivage sur le site de Darlington et à proximité pour comprendre les changements sur le plan de la population de l’hirondelle de rivages au fil du temps.

En février 2018, le personnel de la CCSN a reçu et examiné les résultats du programme de surveillance de l’hirondelle de rivage d’OPG en 2017. On y signalait le plus faible nombre de nids depuis le début des inspections de surveillance. On a attribué ces résultats, au moins en partie, aux conditions atypiques connues en 2017. Étant donné la nature éphémère de l’habitat de l’hirondelle de rivage, on s’attend à relever des variations annuelles sur le plan du nombre de nids observés.

Le rapport du programme de surveillance de l’hirondelle de rivage indiquait également qu’aucune nidification de l’hirondelle de rivage n’a été observée de 2012 à 2017 dans le remblai/monticule de terre servant de structure de nidification artificielle. Dans le cadre des stratégies d’atténuation, étant donné l’absence de nidification (ou la nidification minimale) dans le monticule artificiel au cours de la période de vérification, OPG a choisi de concevoir une nouvelle structure de nidification qui sera mise à l’épreuve une fois réalisée.

Planification de l’aménagement des terres

Compte tenu des leçons apprises de l’accident de Fukushima Daiichi, la CEC était d’avis que les zones résidentielles ne devraient pas se trouver dans un rayon de trois kilomètres d’un site nucléaire. Des mesures appropriées ont dû être prises pour évaluer et établir des zones tampons autour des installations nucléaires. Dans cette optique, la CEC a formulé des recommandations à la CCSN, au gouvernement de l’Ontario et à la municipalité de Clarington à l’égard de la planification de l’aménagement des terres.

Plus particulièrement, les recommandations de la CEC visaient ce qui suit :

• l’élaboration de politiques sur l’utilisation des terres autour des centrales nucléaires
• l’interdiction d’utilisation des terres sensibles dans un rayon de trois kilomètres du périmètre du site, par les autorités provinciales
• l’interdiction d’utilisation des terres sensibles dans un rayon de trois kilomètres du périmètre du site, par les autorités municipales
• la gestion du développement à proximité du site du projet afin d’assurer la capacité d’évacuation

Divers ordres de gouvernement ont déployé des efforts considérables en réponse aux recommandations de la CEC sur la planification de l’aménagement des terres. En 2013, dans le cadre de ses activités visant à mettre en œuvre les recommandations de la CEC, la CCSN a organisé un atelier de planification de l’aménagement des terres à l’intention du personnel d’OPG et des parties intéressées municipales, régionales et provinciales. Elle demeure à l’affût des recommandations découlant de cet atelier.

Voici les principales activités et les progrès réalisés à ce jour :

• Le gouvernement de l’Ontario a publié son énoncé stratégique provincial révisé pour 2014, qui comprend une nouvelle politique sur la compatibilité de l’utilisation des terres. L’énoncé était également étoffé par les définitions des termes « Utilisations des terres sensibles » et « Grandes installations », lequel comprend les installations de production d’énergie comme les centrales nucléaires.
• La région de Durham s’est engagée à mettre à jour son plan officiel afin de l’harmoniser à l’énoncé stratégique provincial. L’examen municipal exhaustif a débuté en juin 2018 et devrait s’achever d’ici 2022.
• La municipalité de Clarington a révisé son plan officiel le 1^er novembre 2016. Ce plan comprenait des politiques municipales visant à l’harmoniser à l’énoncé stratégique provincial de 2014 sur la planification de l’aménagement des terres. Le personnel de la CCSN a continué de surveiller, de concert avec OPG et la municipalité de Clarington, la mise en œuvre du plan officiel révisé afin de veiller au respect de l’intention des recommandations de la CEC. 

Méthode visant à déterminer l’emplacement potentiel des ouvrages de prise d’eau et de diffusion dans le lac Ontario

En prévision de la construction de la structure de refroidissement de la nouvelle centrale nucléaire, OPG évaluait l’impact potentiel des ouvrages de prise et de sortie d’eau de refroidissement dans le lac Ontario. En 2016, OPG a élaboré une méthode d’échantillonnage dans le cadre d’un programme de prélèvements sur le terrain visant différentes espèces de poisson pour faciliter le choix de l’emplacement des nouveaux dispositifs de prise d’eau et de diffusion. Le rapport sur la méthode d’échantillonnage a été présenté en 2017. La CCSN, en coopération avec Environnement et Changement climatique Canada et Pêches et Océans Canada, a examiné ce rapport et a accepté la méthode.

Activités opérationnelles prévues en 2018

OPG compte entreprendre les activités opérationnelles suivantes en 2018 :

• la mise en œuvre d’un échantillonnage aquatique à l’appui de la prise de décisions liées au choix de l’emplacement des dispositifs de prise d’eau et de diffusion
• la surveillance continue de l’habitat naturel de l’hirondelle de rivages le long de la rive du lac Ontario sur le site de Darlington et à proximité, et la finalisation de la conception ainsi que la construction d’un remblai de terre à face fixe
• la surveillance continue de la mise en œuvre de l’énoncé stratégique provincial aux niveaux régional et municipal sur le plan de la planification de l’aménagement des terres
• la présentation par OPG à la Commission d’un rapport d’étape sur les activités au cours des cinq premières années de validité du PPERP

Annexe C : Définitions et méthode d’attribution des cotes

Définitions

Les cotes de rendement utilisées dans le présent rapport sont définies comme suit :

Entièrement satisfaisant (ES)

Les mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis sont très efficaces. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est entièrement satisfaisant et le niveau de conformité dans le domaine de sûreté et de réglementation (DSR) ou le domaine particulier dépasse les exigences de même que les attentes de la CCSN. En général, le niveau de conformité est stable ou s’améliore et les problèmes qui se présentent sont réglés rapidement.

Satisfaisant (SA)

L’efficacité des mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis est adéquate. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est satisfaisant. Pour ce domaine, le niveau de conformité répond aux exigences de même qu’aux attentes de la CCSN. Les écarts sont jugés mineurs et on estime que le risque de ne pas atteindre les objectifs réglementaires, ou de ne pas se conformer aux attentes de la CCSN, que présente chacun des problèmes décelés est faible. Des améliorations appropriées sont planifiées.

Inférieur aux attentes (IA)

L’efficacité des mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis est marginalement insuffisante. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inférieur aux attentes. Pour ce domaine, le niveau de conformité s’écarte des exigences de même que des attentes de la CCSN de sorte qu’il existe un risque modéré que, en définitive, le domaine ne soit plus conforme. Des améliorations doivent être apportées afin que les lacunes relevées soient corrigées. Le titulaire de permis prend les mesures correctives voulues.

Inacceptable (IN)

Les mesures de sûreté et de réglementation mises en œuvre par le titulaire de permis sont clairement inefficaces. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inacceptable et la conformité est sérieusement mise à risque. Pour l’ensemble du domaine, le niveau de conformité est nettement inférieur aux exigences ou aux attentes de la CCSN, ou on constate une non-conformité générale. Sans mesure corrective, il y a une forte probabilité que les lacunes entraînent un risque inacceptable. Les problèmes ne sont pas résolus de façon efficace; aucune mesure corrective appropriée n’a été prise, et aucun autre plan d’action n’a été présenté. Une mesure immédiate est nécessaire.

Méthode de cotation

La méthode d’évaluation des titulaires de permis repose sur de multiples sources d’information et fait appel à la fois au jugement du personnel de la CCSN et à une synthèse informatique systématique des résultats. Elle comprend l’attribution de cotes en fonction de trois niveaux distincts :

• Domaines particuliers
• DSR
• Cote globale

La méthode est illustrée à la figure C.1. À des fins de simplification, seulement quatre domaines particuliers et deux DSR sont illustrés.

Les étapes illustrées à la figure C.1, de haut en bas, sont les suivantes :

Étape 1 : Regroupement des observations

Les observations qui proviennent de différentes sources, dont les inspections de la conformité et les examens documentaires par le personnel de la CCSN, sont regroupées pour chaque domaine particulier. Chaque constat est assigné au domaine particulier le plus pertinent d’un DSR.

Étape 2 : Évaluation des constats

Le personnel de la CCSN évalue l’importance pour la sûreté de chaque constat, puis l’assigne à la catégorie appropriée : élevée, moyenne, faible, négligeable ou conforme. L’importance dépend de la mesure dans laquelle le constat a un effet néfaste sur l’efficacité d’un domaine particulier et est déterminé dans le contexte des critères de vérification pour l’inspection ou l’examen de la documentation duquel découle le constat. Les cinq catégories d’importance pour la sûreté sont les suivantes :

Élevée

Les mesures du titulaire de permis sont absentes, tout à fait inadéquates ou inefficaces pour ce qui est de satisfaire aux attentes ou à l’intention des exigences de la CCSN de même qu’aux attentes en matière de conformité.

Moyenne

Le rendement s’écarte considérablement des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN ou encore de l’intention de ces exigences, de même que des attentes en matière de conformité.

Faible

Le rendement s’écarte des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN ou encore de l’intention de ces exigences, de même que des attentes en matière de conformité.

Négligeable

Le rendement s’écarte à peine des attentes ou des objectifs associés aux exigences de la CCSN, de même que des attentes en matière de conformité.

Conforme

Le rendement est conforme aux exigences et aux attentes en matière de conformité de la CCSN.

Étape 3 : Attribution d’une cote au rendement de chacun des domaines particuliers

Le personnel de la CCSN tient compte de l’importance pour la sûreté de toutes les observations pertinentes et détermine l’efficacité globale des mesures de sûreté et de contrôle pour chaque domaine particulier. L’évaluation tient compte de l’objectif de rendement du DSR pertinent et aboutit à une cote de rendement, soit ES, SA, IA ou IN, pour chaque domaine particulier.

Le personnel de la CCSN convertit ensuite la cote de rendement en une valeur numérique d’un (1) à dix (10) à l’aide de la grille présentée au tableau C.1; le personnel choisit une valeur appropriée par tranche de 0,1 selon la fourchette indiquée à la deuxième colonne. Pour déterminer la valeur numérique, le personnel de la CCSN tient compte d’autres renseignements, en plus des constats pertinents, comme les observations résultant des activités de contrôle et de surveillance du personnel, les initiatives d’amélioration du titulaire de permis ainsi que les efforts de R‑D applicables au domaine particulier visé.

Tableau C.1 : Fourchettes numériques des cotes selon les catégories

Cote	Valeur du domaine particulier	Fourchette du DSR
IN	0,0 – 3,9	0,00 – 3,99
IA	4,0 – 5,9	4,00 – 5,99
SA	6,0 – 7,9	6,00 – 7,99
ES	8,0 – 10,0	8,00 – 10,00

Étape 4 : Attribuer une cote au DSR

On établit la moyenne des valeurs de chaque domaine particulier afin de déterminer la valeur globale du DSR, qui est ensuite convertie en une cote pour le DSR au moyen des fourchettes indiquées à la deuxième colonne du tableau C.1.

Étape 5 : Déterminer la cote globale

Le personnel de la CCSN détermine la cote globale de l’installation en tenant compte de toutes les cotes attribuées aux DSR et en analysant l’atteinte générale des objectifs de rendement de tous les DSR et des objectifs de sûreté élargis de l’installation.

Exemple

Étapes 1 et 2 : Cerner et évaluer les constats

Cet exemple met en situation Darlington. En 2017, les inspecteurs et spécialistes de la CCSN ont formulé 361 constats pour Darlington à la suite d’activités de vérification, les ont assignés aux DSR et aux domaines particuliers et ont déterminé leur importance pour la sûreté. Les constats comprenaient 40 constats de faible importance pour la sûreté, 43 constats d’importance négligeable pour la sûreté et 278 constats de conformité (aucun constat d’importance moyenne ou élevée).

Étape 3 : Attribuer une cote de rendement à chacun des domaines particuliers

Le DSR utilisé pour l’exemple est Santé et sécurité classiques, dans le cadre duquel on a formulé pour Darlington 34 constats, ventilés dans les trois domaines particuliers. Parmi ces constats, 22 étaient conformes, 9 étaient d’importance négligeable pour la sûreté et trois étaient de faible importance pour la sûreté. Selon ces constats, les spécialistes de la CCSN ont attribué aux domaines particuliers la cote « Entièrement satisfaisant » ou « Satisfaisant », tel qu’il est indiqué au tableau C.2. Les spécialistes ont ensuite déterminé la valeur numérique de la cote pour chaque domaine particulier, en tenant compte non seulement des constats, mais aussi des renseignements tirés des activités de contrôle et de surveillance réglementaire réalisées en 2017. Les valeurs établies sont indiquées au tableau C.2.

Tableau C.2 : Exemple de la cote attribuée au DSR : Santé et sécurité classiques

Domaine particulier	Nombre de constats en fonction de l’importance pour la sûreté					Cote du domaine particulier		Cote du DSR
	Conforme	Négligeable	Faible	Moyen	Élevé	Catégorie	Valeur
Rendement	0	0	0	0	0	ES	9,5
Pratiques	5	2	0	0	0	SA	7,0
Sensibilisation	17	7	3	0	0	SA	7,5
Total	22	9	3			Moyenne	8,00	ES

Étape 4 : Attribuer une cote au DSR

Comme le montre le tableau C.2, on a établi la moyenne des cotes numériques pour les domaines particuliers afin de déterminer la cote numérique du DSR (8,00), qui a ensuite été convertie en une catégorie de cote (c.-à-d. entièrement satisfaisant) à l’aide de la grille de cote (troisième colonne du tableau C.1).

Étape 5 : Déterminer la cote globale

Le personnel de la CCSN a déterminé la cote globale de Darlington en prenant en compte les cotes des DSR (répétées au tableau C.3) et en évaluant subjectivement la sûreté globale de la centrale nucléaire, par comparaison avec 2016 (et avec d’autres centrales nucléaires canadiennes). Le personnel de la CCSN a déterminé que, globalement, le rendement en matière de sûreté de Darlington méritait la cote « Entièrement satisfaisant » en 2017.

Tableau C.3 : Cotes de rendement des DSR attribuées à Darlington

DSR	Cote
Système de gestion	SA
Gestion de la performance humaine	SA
Conduite de l’exploitation	ES
Analyse de la sûreté	ES
Conception matérielle	SA
Aptitude fonctionnelle	SA
Radioprotection	SA
Santé et sécurité classiques	ES
Protection de l’environnement	SA
Gestion des urgences et protection-incendie	SA
Gestion des déchets	ES
Sécurité	SA
Garanties et non-prolifération	SA
Emballage et transport	SA

Cotes des DSR en 2016

Le tableau C.4 présente les cotes attribuées aux DSR en 2016 pour les centrales nucléaires. La plupart proviennent du document de référence ^{Référence 1}, mais les cotes attribuées à Gentilly-2 sont tirées du renouvellement de son permis en 2015.

Tableau C.4 : Cotes des DSR attribuées aux centrales nucléaires en 2016

Domaine de sûreté et de réglementation	Bruce‑A	Bruce‑B	Darlington	Pickering	Point Lepreau	Gentilly-2
Système de gestion	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES	ES	SA	SA
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES	ES	ES	SA
Conception matérielle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Radioprotection	ES	ES	ES	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	SA	SA	ES	ES	SA
Protection de l’environnement	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Gestion des déchets	ES	ES	ES	ES	SA	SA
Sécurité	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA	SA	SA	SA
Cote globale de la centrale	ES	SA	ES	ES	SA	SA

Le tableau C.5 présente les cotes attribuées aux IGD en 2016. Les cotes de 2016 attribuées à l’IGDP et à l’IGDW ont été établies au cours de leurs processus de renouvellement de permis en 2017. Les cotes de 2016 attribuées à l’IGDD ont été compilées de manière « rétroactive » dans le cadre de l’élaboration du présent rapport de surveillance réglementaire. Pour chaque IGD, la cote globale pour 2016 a également été déterminée rétroactivement à l’aide d’une approche semblable à celle utilisée pour les centrales nucléaires.

Tableau C.5 : Cotes des DSR attribuées aux IGD en 2016

Domaine de sûreté et de réglementation	IGDD	IGDP	IGDW
Système de gestion	SA	SA	SA
Gestion de la performance humaine	SA	SA	SA
Conduite de l’exploitation	ES	ES	ES
Analyse de la sûreté	ES	ES	ES
Conception matérielle	SA	SA	SA
Aptitude fonctionnelle	SA	SA	SA
Radioprotection	SA	SA	SA
Santé et sécurité classiques	ES	ES	ES
Protection de l’environnement	SA	SA	SA
Gestion des urgences et protection‑incendie	SA	SA	SA
Gestion des déchets	SA	SA	SA
Sécurité	SA	ES	ES
Garanties et non-prolifération	SA	SA	SA
Emballage et transport	SA	SA	SA
Cote globale	SA	SA	SA

Annexe D : Efforts de recherche et développement à l’appui de la réglementation des centrales nucléaires  

La présente annexe fournit de l’information sur les activités de recherche et développement (R‑D) qui visent à renforcer la sûreté des opérations des centrales nucléaires, de même que de l’information sur les enjeux de sûreté qui sous-tendent les activités de R-D et qui font l’objet de la surveillance réglementaire des centrales nucléaires par la CCSN. Les activités de R-D sont menées par les titulaires de permis des centrales nucléaires et par leurs partenaires de l’industrie de même que par la CCSN.

Activités de R-D de l’industrie

Le programme de R-D du Groupe des propriétaires de CANDU (COG) et le programme des outils normalisés de l’industrie (IST) ont été établis afin de favoriser l’exploitation sûre, fiable et efficiente des réacteurs CANDU. Ils s’inscrivent dans cinq domaines techniques, soit les suivants :

• Canaux de combustible
• Sûreté et autorisations
• Santé, sûreté et environnement
• Chimie, matériaux et composants
• IST

Les programmes de R-D et de l’IST sont parrainés par trois fournisseurs de services publics canadiens (Bruce Power, OPG et Énergie NB), par la Romanian Societatea Nationala Nuclear Electrica et par les Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC). En 2016‑2017, la société Korea Hydro and Nuclear Power a parrainé le domaine technique de la sûreté et des autorisations et le programme de l’IST. En 2017, la CCSN a examiné les documents présentés à l’égard des plans de travail, la méthode d’analyse et les résultats associés à ces programmes permanents.

Bruce Power et OPG ont également poursuivi une initiative conjointe dans le cadre du programme de R-D du COG, le projet de gestion du cycle de vie des canaux de combustible, qui vise à mettre au point les méthodes techniques et les outils d’analyse nécessaires pour continuer de démontrer l’aptitude fonctionnelle des canaux de combustible.

Activités de R-D de la CCSN

La CCSN gère un programme de recherche actif à l’externe qui est axé sur les enjeux de réglementation et les DSR. Le programme permet également de participer à de nombreux autres programmes internationaux d’intérêt pour la sûreté des centrales nucléaires. Des exemples d’activités de recherche en cours en 2017 qui revêtent un intérêt pour centrales nucléaires sont présentés ci-dessous. Lorsque les activités de recherche sont achevées, les rapports définitifs sont affichés sur la page Web de la CCSN consacrée à l’information scientifique et technique.

Aptitude fonctionnelle

Analyse des mécanismes de dégradation de l’isolation des câbles en raison du vieillissement dans une centrale nucléaire déclassée

Il est important de comprendre la dégradation des câbles en raison du vieillissement et de l’exposition à des conditions environnementales difficiles en vue d’assurer l’aptitude fonctionnelle d’une centrale nucléaire. De concert avec Hydro-Québec, on a récupéré des câbles du réacteur à l’arrêt définitif de Gentilly-2. Ces câbles seront assujettis à une analyse en laboratoire afin d’en évaluer la dégradation. Les résultats permettront de valider les codes, les normes et les procédures d’essais accélérés utilisés à l’heure actuelle.

Modélisation statistique des effets du vieillissement sur les taux de défaillance des composants de conduites

La CCSN parraine l’élaboration d’un document d’orientation générique qui fera un survol des méthodes et techniques visant à déterminer l’opérabilité statistique des événements mettant en cause une dégradation ou les défaillances mettant en cause des composants passifs métalliques (p. ex. acier au carbone).

Enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes

Au fil du vieillissement des centrales nucléaires, alors que l’on envisage la prolongation de leur vie utile, il est important de comprendre l’effet des mécanismes de dégradation potentiels sur les structures civiles existantes. Plus particulièrement, ce projet explore l’effet de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes.

Établissement de normes de mise à l’essai des propriétés des matériaux constituant les tubes de force

Les mesures de résistance à la rupture des alliages de zirconium-niobium (Zr-2,5Nb) irradiés sont importantes pour assurer la fuite avant rupture des tubes de force. Ce projet vise à normaliser les procédures d’essai de résistance à la rupture, à échelle réduite, des tubes de force irradiés en alliage de Zr-2,5Nb utilisés dans les centrales nucléaires canadiennes. Cette information aidera la CCSN à vérifier de manière indépendante les évaluations de l’aptitude fonctionnelle des tubes de force.

Étude expérimentale sur l’incidence des supports de méplats sur l’instabilité fluide élastique parallèle à l’écoulement des générateurs de vapeur nucléaires

Les installations CANDU remplacent actuellement les générateurs de vapeur vieillissants. Les générateurs de vapeur de remplacement sont différents des modèles originaux déjà autorisés. Ce projet vise à mieux comprendre la vibration attribuable à l’écoulement dans les tubes de générateur de vapeur. Il aboutira à l’élaboration d’un guide visant à faciliter l’évaluation réglementaire de la conception et de l’exploitation des générateurs de vapeur de remplacement destinés aux réacteurs CANDU.

Analyse de la sûreté

Analyse d’un ensemble de TICPPC relatif à un accident grave dans la piscine d’entreposage du combustible irradié

Un groupe d’experts a été formé afin de recueillir l’information nécessaire pour mettre au point un code de modélisation des accidents graves potentiels touchant une piscine de stockage du combustible usé CANDU. Le groupe d’experts a établi les tableaux d’identification et de classement de phénomènes et de paramètres clés (TICPPC) et a formulé des recommandations à la CCSN sur la manière d’appliquer le code.

Étude de la combustion du H₂/CO et du comportement de systèmes de recombinaison autocatalytique passifs (RAP)

Des études doivent être réalisées afin de déterminer la capacité de la RAP à oxyder le CO dans des conditions d’accidents hypothétiques. L’installation d’analyse de combustion à grande échelle ventilée située à Whiteshell a fait l’objet de modifications afin de permettre la tenue d’essais mettant en cause des mélanges de H₂ et de CO. Les résultats des expériences prévues faciliteront la réglementation par la CCSN de la gestion des accidents graves.

Études sur la solidification du métal en fusion dans les écoulements des conduites internes

Ce projet vise à étudier de manière analytique et expérimentale la solidification du métal en fusion dans les écoulements des conduites internes afin de mieux comprendre le comportement du corium en fonction de diverses géométries des coupes transversales d’un débit. L’étude permettra de mieux comprendre l’écoulement du matériau fondu, et ses résultats devraient aider le personnel de la CCSN à comprendre l’impact des pénétrations dans la cuve sur la rétention dans la cuve et fournir ainsi un fondement technique amélioré pour l’évaluation de la stratégie de gestion des accidents graves des titulaires de permis.

Cadre intégré de propagation des incertitudes

La CCSN a entrepris une étude visant à examiner la faisabilité de mettre au point un cadre intégré premier en son genre pour la caractérisation des incertitudes, qui est destiné principalement à être appliqué aux calculs neutroniques associés aux réacteurs CANDU. Cette étude a pour but de renforcer la capacité de la CCSN de vérifier de manière indépendante les dossiers de sûreté qui mettent à profit des méthodes plus réalistes, en particulier les méthodes reposant sur des simulations analytiques complexes qui combinent les procédures de calcul pour la thermohydraulique et la neutronique en 3D.

Questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU

Le tableau D.1 présente les définitions des trois catégories de questions de sûreté relatives aux réacteurs CANDU (QSC).

Tableau D.1 : Catégories d’importance pour la sûreté des QSC

Catégorie	Signification
1	Cette question a été traitée de manière satisfaisante au Canada.
2	Cette question constitue un problème au Canada. Cependant, les titulaires de permis ont pris des mesures correctives appropriées pour régler cette question et maintenir les marges de sûreté.
3	Cette question constitue un problème au Canada. Des mesures ont été prises pour maintenir les marges de sûreté, mais des expériences/de la recherche ou des analyses additionnelles sont requises afin d’améliorer les connaissances au sujet de cette question, de mieux la comprendre et de confirmer que les mesures prises sont adéquates.

Le tableau D.2 dresse la liste des QSC de catégorie 3 non résolues qui s’appliquent à des accidents de perte de réfrigérant primaire dû à une grosse brèche (APRPGB) dans les centrales nucléaires.

Tableau D.2 : Renseignements sur les QSC de catégorie 3 associées aux APRPGB en suspens en 2017

QSC	Titre	Brève description
AA9	Analyse du coefficient de réactivité cavitaire	L’événement d’APRPGB de dimensionnement représente l’un des accidents les plus difficiles à analyser pour un réacteur CANDU parce qu’il existe toujours de nombreuses incertitudes concernant plusieurs aspects du fonctionnement du réacteur en conditions d’accident.
PF9	Comportement du combustible lors de transitoires à haute température
PF10	Comportement du combustible lors de transitoires de pointe de puissance

Tableau D.3 : Renseignements sur les QSC de catégorie 3 non associées aux APRPGB en suspens en 2017

QSC	Titre	Brève description
IH6	Évaluation systématique des conséquences d’une rupture d’une conduite à haute énergie	Les effets dynamiques du bris des conduites à haute énergie (p. ex. fouettement des tuyaux, collision du jet) peuvent causer la défaillance des SSC et menacer la défense en profondeur.

Annexe E : Liste des exigences réglementaires à la fin de 2017

Le tableau E.1 présente les documents d’application de la réglementation de la CCSN et les normes du Groupe CSA qui contiennent des critères de vérification de la conformité utilisés par le personnel de la CCSN pour les DSR visés par le présent rapport de surveillance réglementaire. Cette information a été compilée à partir des divers MCP des installations qui étaient en vigueur en décembre 2017. L’IGDP ne disposait pas d’un MCP à ce moment, mais le personnel de la CCSN a utilisé l’ébauche du MCP présentée pour le renouvellement du permis. Le corps principal du présent rapport peut comprendre des renseignements plus à jour sur la mise en œuvre de certains de ces documents, et fait état également de documents publiés plus récemment qui n’ont pas été pris en compte comme critères de vérification de la conformité dans les MCP au mois de décembre 2017.

Légende

Dans le tableau, un crochet indique que la publication a été incluse comme critère de vérification de la conformité pour l’installation à la fin de 2017.

Un tiret indique que la publication n’a pas été incluse comme critère de vérification de la conformité.

Une date indique l’année où le titulaire de permis comptait se conformer entièrement aux exigences figurant dans la publication en cause.

Tableau E.1: Publications utilisées comme critères de vérification de la conformité

Source	Numero	Titre	Année	DSR	Bruce	DNGS	DWMF	PNGS	PWMF	PLNGS	Gentilly-2	WWMF
CSA	N286	Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires	2005	1	✓	-	-	-	-		-	-
CSA	N286	Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires	2012	1	-	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	REGDOC-2.2.2	La formation personnel	2014	2	-	✓	✓	✓	✓	✓	-	✓
CNSC	RD-204	Accréditation des personnes qui travaillent	2008	2	✓	✓	-	✓	-	✓	✓	-
CNSC	EG1*	Exigences et directives concernant les examens d'accréditation écrits et oraux du personnel de quart des centrales nucléaires	2005	2	✓	✓	-	✓	-	✓	✓	-
CNSC	EG2*	Exigences et directives concernant les examens d'accréditation sur simulateur du personnel de quart des centrales nucléaires	2004	2	✓	✓	-	✓	-	✓	✓	-
CNSC	RD-363	Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire	2008	2	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome 1 : Gérer la fatigue des travailleurs	2017	2	-	2019	2019	2019	2019	2022	-	2019
CNSC	REGDOC-2.2.4	Aptitude au travail, tome 2 : Gérer la consommation d'alcool et de drogues	2017	2	-	2019	2019	2019	2019	-	-	-
CNSC	REGDOC-2.3.3	Bilans périodiques de sûreté	2015	3	-	✓	-	-	-	✓	-	-
CNSC	REGDOC-3.1.1	Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires	2014	3	-	✓	-	✓	-	-	✓	-
CNSC	REGDOC-3.1.1	Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, version 2	2016	3	✓	-	-	-	-	✓	-	-
CSA	N290.15	Exigences relatives à l'enveloppe d'exploitation sûre des centrales nucléaires	2010	3	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CNSC	REGDOC-2.3.2	Gestion des accidents : Programme de gestion des accidents graves	2013	✓	✓	-	-	-	-	-	-	-
CSA	N290.11	Exigences relatives à la capacité d'évacuation de la chaleur du réacteur pendant l'arrêt des centrales nucléaires	2013	3	-	-	-	-	-	✓	-	-
CSA	N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d'analyse et de conception des centrales nucléaires	1999	4	-	✓	-	✓	-	✓	✓	-
CSA	N286.7	Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d'analyse et de conception des centrales nucléaires	2016	4	✓	-	-	-	-	-	-	-
CNSC	REGDOC-2.4.1	Analyse déterministe de la sûreté	2014	4	✓	✓	-	TBC	-	✓	✓	-
CNSC	REGDOC-2.4.2	Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires	2014	4	2019	2020	-	TBC	-	✓	-	-
CNSC	RD-327	Sûreté en matière de criticité nucléaire	2010	4	✓	-	-	-	-	-	-	-
CSA	N289.1	Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique	2008	5	-	✓	-	-	-	-	✓	-
CSA	N290.13	Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU	2005	5	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CSA	N285.0	Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU	2008	5	-	✓	✓	✓	✓	-	-	✓
CSA	N285.0	Exigences générales relatives aux systèmes et composants sous pression des centrales nucléaires CANDU (y compris la mise à jour 1 et 2)	2012	5	✓	-	-	-	✓	✓	✓	-
CSA	N290.12	Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires	2014	5	-	-	-	-	-	✓	-	-
CSA	N290.0	Exigences générales applicables aux systèmes de sûreté des centrales nucléaires	2011	5	-	✓	-	-	-	-	-	-
CSA	N291	Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU	2008	5	-	✓	-	-	-	✓	✓	-
CSNC	RD/GD-98	Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires	2012	6	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CNSC	RD/GD-210	Programmes d'entretien pour les centrales nucléaires	2012	6	✓	✓	-	-	-	✓	✓	-
CSA	N285.4	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	2005	6	-	✓	-	✓	-		-	-
CSA	N285.4	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	2009	6	✓	-	-		-	✓	-	-
CSA	N285.5	Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU	2008	6	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CSA	N287.7	Exigences relatives à la mise à l'essai et à la vérification, en cours d'exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU	2008	6	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CSA	N285.8	Exigences techniques relatives à l'évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU	2010	6	-	-	-	✓	-	-	-	-
CSA	N285.8	Exigences techniques relatives à l'évaluation en service des tubes de force en alliage de zirconium dans les réacteurs CANDU	2005	6	-	-	-	-	-	✓	-	-
CNSC	RD-334	Gestion du vieillissement des centrales nucléaires	2010	6	-	-	✓	✓	-	-	-	✓
CNSC	REGDOC-2.6.3	Gestion du vieillissement	2014	6	✓	✓	-	-	✓	✓	✓	-
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 (y compris la mise à jour 1)	2008	9	-	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
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	2014	9	2020	-	-	-	-	-	-	TBD
CSA	N288.3.4	Essais de performance des systèmes d'épuration d'air radioactif des installations nucléaires	2013	9	-	-	-	-	✓		-	✓
CNSC	S-296	Politiques, programmes et procédures de protection de l'environnment aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d'uranium	2006	9	-	-	-	✓	-	-	-	-
CNSC	REGDOC-2.9.1	Politiques, programmes et procédures de protection de l'environnement	2013	9	2018	✓	✓	-	-	✓	✓	-
CNSC	REGDOC-2.9.1	Environmental Principles, Assessments and Protection Measures, version 1.1	2017	9	-	-	-	-	✓	-	-	✓
CSA	N288.4	Programmes de surveillance de l'environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d'uranium	2010	9	2018	✓	✓	✓	✓	✓	-	TBD
CSA	N288.5	Programmes de surveillance des effluents aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d'uranium	2011	9	2018	✓	✓	-	✓	-	-	✓
CSA	N288.6	Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concetration d'uranium	2012	9	2018	✓	-	-	✓	-	-	✓
CNSC	RD-353	Mise à l'épreuve des mesures d'urgence	2008	10	-	-	✓	✓	✓	✓	-	✓
CNSC	REGDOC-2.10.1	Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires	2014	10	2008	✓	-	-	2018	-	✓	2018
CSA	N293	Protection contre l'incendie dans les centrales nucléaires	2007	10	-	-	-	✓	-	-	-	-
CSA	N293	Protection contre l'incendie dans les centrales nucléaires	2012	10	✓	✓	-	-	-	✓	✓
CSA	N393	Protection contre l'incendie dans les installations qui traitent, manipulent ou entreposent des substances nucléaires	2013	10	-	-	-		✓	-	-	✓
CSA	N292.0	Principes généraux pour la gestion des déchets radioactifs et du combustible irradié	2014	11	-	-	-	-	✓	-	✓	✓
CSA	N292.2	Entreposage à sec du combustible irradié	2007	11	-	-	✓	-	✓	✓	-	✓
CSA	N292.2	Entreposage à sec du combustible irradié	2013	11	-	-	-	-	-	-	-	✓
CSA	N292.3	Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité	2008	11	-	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CSA	N292.3	Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité	2014	11	-	-	-	-	-	✓	-	✓
CSA	N294	Déclassement des installations contenant des substances nucléaires	2009	11	-	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CSA	N290.7	Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs	2014	12	2020	✓	-	2019	-	2019	✓	-
CNSC	RD-321	Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée	2010	12	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	RD-361	Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d'imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée	2010	12	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	REGDOC-2.12.1	Sites à sécurité élevée : Force d'intervention pour la sécurité nucléaire	2013	12	✓	✓	-	✓	-	✓	-	-
CNSC	REGDOC-2.12.2	Cote de sécurité donnant accès aux sites	2013	12	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	REGDOC-2.12.3	La sécurité des substances nucléaires : sources scellées	2013	12	-	-	-	✓	✓	-	-	✓
CNSC	RD-336	Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires	2010	13	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓
CNSC	RD/GD-99.3	L'information et divulgation publiques	2012	15	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓	✓

*Documents du personnel de la CCSN (non publiés comme documents d'application de la réglementation)

Annexe F : Révisions aux manuels des conditions de permis

Les tableaux de la présente annexe donnent un aperçu des révisions importantes apportées aux manuels des conditions de permis (MCP) pour les centrales nucléaires et les installations de gestion des déchets (IGD) entre le 1^er janvier 2017 et le 30 avril 2018.

Darlington

Le personnel de la CCSN a apporté des modifications administratives au document MCP-PR-13.00/2025-R001 le 13 février 2018 :

• correction des titres et du texte, y compris les erreurs grammaticales
• mise à jour des garanties financières
• révision de l’effectif minimal pour tenir compte du fait que la tranche 2 était vide de combustible
• alignement avec les MCP des autres réacteurs de puissance, par souci d’uniformité
• mise à jour du texte pour tenir compte de l’achèvement des plans de mise en œuvre, avec renvoi aux nouveaux documents d’application de la réglementation de la CCSN et introduction de nouveaux critères de vérification de la conformité dans la section Orientation
• correction d’une omission erronée antérieure concernant le tritium élémentaire, dans le tableau des limites de rejet dérivées
• ajout de la mise en œuvre des exigences en matière de cybersécurité
• mise à jour des exigences en matière de rapports sur les garanties

Pickering

Le personnel de la CCSN a apporté des modifications techniques et administratives au MCP le 1^er juillet 2017 :

• mise à jour des critères de vérification de la conformité (CVC) pour tenir compte de la nouvelle Loi sur la responsabilité et l’indemnisation en matières nucléaires
• suppression de l’obligation pour le titulaire de permis d’aviser la CCSN lorsque la police d’assurance est modifiée
• mise à jour de la référence aux avis écrits
• mise à jour des CVC en tenant compte des plans de mise en œuvre d’OPG pour le REGDOC‑2.2.4
• mise à jour du tableau d’effectif minimal – suppression du rôle de magasinier
• mise à jour des CVC pour tenir compte de ce qui suit :
  • approbation par la CCSN du report du début de l’essai du débit de fuite du bâtiment du réacteur de la tranche 8
  • acceptation par la CCSN du plan de conformité d’OPG pour respecter la norme N285.8-F15
• mise à jour des CVC pour tenir compte de la présentation du PPD le plus récent
• mise à jour des CVC pour tenir compte du respect, par OPG, du REGDOC-2.12.3
• révision du préambule et des CVC pour tenir compte de la fin de l’exploitation commerciale, soit le 31 décembre 2024, et révision des attentes de la CCSN
• ajout d’une nouvelle condition de permis et d’une nouvelle section dans le MCP pour la modification du permis d’exploitation en vue d’autoriser l’importation/exportation de la lessive contaminée

Point Lepreau

Le personnel de la CCSN n’a apporté aucun changement au MCP-PR-17.00/2022-R000 après le renouvellement du permis d’exploitation.

Bruce‑A et Bruce‑B

Le personnel de la CCSN a apporté des modifications techniques et administratives au MCP-BNGS-R002 le 1^er février 2017 :

• Section 4.1 : La mise en œuvre de la stratégie pour la transition au REGDOC-2.4.2 de la CCSN, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, a été mise à jour et la date cible pour la pleine conformité à ce document a été fixée au 30 juin 2019.
• Section 6.1 : Les dates prévues pour se conformer au REGDOC-2.6.3 de la CCSN, Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement, en ce qui concerne les plans de gestion du cycle de vie restants ont été établies en avril 2017 pour les conduites d’alimentation et les générateurs de vapeur, et en juin 2017 pour les canaux de combustible.
• Partie I (plusieurs sections et annexes) : Modifications mineures du texte dans l’ensemble du MCP.
• Section 12.1 : Le personnel de la CCSN a ajouté la norme du Groupe CSA N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, comme CVC, ainsi que la date de transition pour Bruce Power (31 décembre 2020).

Le personnel de la CCSN a également apporté des modifications techniques et administratives au MCP-BNGS-R003 le 1^er juillet 2017 :

• Section G.1, G.2 : Le personnel de la CCSN a ajouté du texte pour intégrer les activités de soutien à l’installation d’entretien central et de lavage.
• Le personnel de la CCSN a également apporté certaines modifications administratives et au texte.
• Section 3.1 : Le personnel de la CCSN a apporté certaines modifications administratives et au texte.
• Section 4.1. Le personnel de la CCSN a ajouté du texte concernant la stratégie de mise en œuvre du REGDOC-2.4.1 de la CCSN, Analyse déterministe de la sûreté, indiquant que Bruce Power, de concert avec des partenaires de l’industrie, avait élaboré un ensemble de critères d’acceptation dérivés pour les événements lents.
• Section 5.2 : Le personnel de la CCSN a retiré la norme N285.6, Norme sur les matériaux des composants de réacteur des centrales nucléaires CANDU, car la référence à la norme du Groupe CSA N285.0-F12, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU, contenait suffisamment de références pour englober la norme N285.6.
• Section 6.1 : Changements administratifs et au texte.
• Section 7.1 : Ajout de seuils d’intervention pour l’installation d’entretien central et de lavage (IECL) dans le tableau. Plus précisément, les ajouts suivants ont été faits : Exposition externe non planifiée : 250 µSv (25 mrem) ou plus au-dessus de la dose prévue. Quelques autres modifications ont été apportées touchant la rédaction du texte.
• Sections 9.1, 9.2 : Les limites de rejet dérivées pour l’IECL ont été ajoutées au tableau. Modifications apportées au texte.
• Section 10.2 : Modifications apportées au texte.
• Annexes C et D : Ajout du REGDOC-2.3.2 de la CCSN, Gestion des accidents, de normes du Groupe CSA et de documents du COG.

Gentilly-2

Le personnel de la CCSN n’a apporté aucun changement au MCP-GENTILLY-2- R000 depuis le 1^er juillet 2016.

IGDD

Le personnel de la CCSN n’a apporté aucun changement au MCP-W4-355.01/2023 en 2017.

IGDP

Le personnel de la CCSN n’a apporté aucun changement au MCP-W4-350.00/2028 en 2017.

IGDW

Le personnel de la CCSN n’a apporté aucun changement au MCP-W4-314.00/2027 en 2017.

Annexe G : Tendances sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité

Dans les tableaux suivants, les « autres activités de vérification de la conformité » comprennent les activités de vérification telles que la surveillance, le contrôle et l’examen des documents et des rapports soumis par les titulaires de permis (autres que les rapports d’événement).

Darlington

Tableau G.1 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Centrale de Darlington

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	1 275	1 226	1 079	1 422	1 422
Examens d’événements	180	214	128	114	120
Autres activités de conformité	2 338	2 290	2 141	1 947	2 160
Effort total	3 793	3 730	3 348	3 483	3 702

Pickering

Tableau G.2 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Centrale de Pickering

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	1 643	1 460	1 460	1 156	1 764
Examens d’événements	286	228	132	118	130
Autres activités de conformité	2 702	3 245	3 453	3 659	2 603
Effort total	4 630	4 933	5 045	4 933	4 497

Point Lepreau

Tableau G.3 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Point Lepreau

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	1 520	1 079	1 030	785	981
Examens d’événements	82	80	58	72	70
Autres activités de conformité	1 435	1 402	1 874	2 136	1 466
Effort total	3 037	2 561	2 962	2 993	2 517

Bruce‑A et Bruce‑B

Tableau G.4 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Bruce‑A et Bruce‑B

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	1 540	1 520	1 030	1 226	1 716
Examens d’événements	234	250	198	192	184
Autres activités de conformité	3 297	3 597	3 899	3 632	2 971
Effort total	5 071	5 367	5 127	5 050	4 871

 Gentilly-2

Tableau G.5 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Gentilly-2

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	882	490	147	147	98
Examens d’événements	18	30	4	6	8
Autres activités de conformité	706	301	416	232	139
Effort total	1 606	821	567	385	245

Toutes les centrales nucléaires

Tableau G.6 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – Centrales nucléaires canadiennes

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Inspections	6 860	5 775	4 746	4 736	5 981
Examens d’événements	814	802	520	502	512
Autres activités de conformité	10 463	10 833	11 783	11 606	9 339
Effort total	18 137	17 410	17 049	16 844	15 832

IGD de Darlington

Tableau G.7 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – IGD de Darlington

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Nombre d’inspections	1	4	5	6	3
Activités d’autorisation	7	10	44	21	75
Activités de conformité	96	152	184	136	161
Effort total	103	162	228	157	236

IGD de Pickering

Tableau G.8 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – IGD de Pickering

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Nombre d’inspections	2	3	2	4	3
Activités d’autorisation	16	12	7	71	209
Activités de conformité	85	116	143	128	94
Effort total	101	128	150	198	303

IGD Western

Tableau G.9 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – IGD Western

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Nombre d’inspections	3	4	3	6	3
Activités d’autorisation	6	57	17	182	258
Activités de conformité	203	216	197	237	227
Effort total	209	273	214	419	485

Toutes les IGD

Tableau G.10 : Tendance sur cinq ans concernant les activités de vérification de la conformité – IGD canadiennes

Effort (en jours-personnes) alloué aux activités de conformité	2013	2014	2015	2016	2017
Nombre d’inspections	6	11	10	16	9
Activités d’autorisation	29	79	68	274	542
Activités de conformité	384	484	524	501	482
Effort total (personne-jours)	413	563	592	774	1 024

Annexe H : État actuel et prévu des paramètres et des modèles clés pour les tubes de force vieillissants de réacteurs en exploitation    

Dans ce qui suit, le paramètre clé est la concentration d’hydrogène équivalent (conc. de Heq), laquelle est mesurée en partie par million (ppm).

Tranche	État au 1er janvier 2018			Situation future
	Heures équivalentes pleine puissance (HEPP)	Conc. de Heq, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?	Cible clé (date)	HEPP anticipées	Conc. de Heq prévue, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?
Darlington Tranche 1	˜196 000	48/59	Oui	Début de la réfection juin 2021	˜224 000	48/71	Oui
Darlington Tranche 2	Réfection commencée, oct. 2016			S.O. (canaux de combustible remplacés durant la réfection)
Darlington Tranche 3	˜193 000	44/82	Oui	Début de la réfection févr. 2020	˜210 000	67/108	Oui
Darlington Tranche 4	˜188 000	45/50	Oui	Début de la réfection janv. 2023	˜230 000	45/72	Oui

Tranche	État au 1er janvier 2018			Situation future
	Heures équivalentes pleine puissance (HEPP)	Conc. de Heq, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?	Cible clé (date)	HEPP anticipées	Conc. de Heq prévue, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?
Pickering Tranche 1	134 825	29/34	Oui	Retrait du service 31 déc. 2024	192 000	36/84	Oui
Pickering Tranche 4	107 980	22/25	Oui	Même que ci-dessus	167 500	34/64	Oui
Pickering Tranche 5	229 800	43/58	Oui	Même que ci-dessus	287 500	49/97	Oui
Pickering Tranche 6	234 850	36/56	Oui	Même que ci-dessus	295 000	48/90	Oui
Pickering Tranche 7	228 750	38/55	Oui	Même que ci-dessus	287 000	48/91	Oui
Pickering Tranche 8	216 650	35/51	Oui	Même que ci-dessus	274 000	48/86	Oui

Tranche	État au 1er janvier 2018			Situation future
	Heures équivalentes pleine puissance (HEPP)	Conc. de Heq, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?	Cible clé (date)	HEPP anticipées	Conc. de Heq prévue, ppm (entrée/sortie)	Modèle existant de résistance à la rupture valide?
Bruce Tranche 1	35 877	17/13	Oui	S.O. (canaux de combustible remplacés avant la remise en service en sept. 2012)
Bruce Tranche 2	˜36 200	Aucune donnée disponible		S.O. (canaux de combustible remplacés avant la remise en service en août 2012)
Bruce Tranche 3	210 042	50/93	Oui	Début du RCM 2023	˜245 000	52/102	Oui
Bruce Tranche 4	204 451	40/90	Oui	Début du RCM 2025	˜255 000	42/104	Oui
Bruce Tranche 5	232 130	40/111	Oui	Début du RCM 2026	˜300 000	45/151	Condition préalable : le modèle existant de résistance à la rupture doit être validé (conc. de Heq supérieures à 120 ppm)
Bruce Tranche 6	227 844	40/112	Oui	Début du RCM 2020	˜245 000	44/121	Même que ci-dessus
Bruce Tranche 7	224 310	40/92	Oui	Début du RCM 2028	˜300 000	45/147	Même que ci-dessus
Bruce Tranche 8	211 781	44/69	Oui	Début du RCM 2030	˜300 000	52/139	Même que ci-dessus

Annexe I : Limites de rejet dérivées et rejets radiologiques dans l’environnement   

Limites de rejet dérivées

Les limites de rejet dérivées (LRD), qui sont spécifiquement calculées pour chaque site, représentent les taux de rejets qui, s’ils étaient dépassés, pourraient exposer une personne faisant partie du groupe le plus exposé à une dose engagée égale à la limite de dose réglementaire de 1 mSv/an. Les titulaires de permis calculent les LRD à l’aide de la norme du Groupe CSA  N288.1‑F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires. Toutefois, Hydro‑Québec a actualisé les LRD de Gentilly-2 afin de se conformer à la version de 2014 de cette norme en 2017.

Bien qu’il soit possible de calculer une LRD spécifique pour chaque radionucléide, il n’est peut‑être pas pratique ou nécessaire de surveiller chaque LRD séparément. Dans de tels cas, les radionucléides émis peuvent être organisés dans des groupes qui sont formés en fonction de facteurs comme leurs critères physico-chimiques et la méthode de surveillance. On peut alors établir des LRD pour le groupe de radionucléides en appliquant diverses hypothèses prudentes (c.-à-d. visant à assurer la protection) et qui permettent une simplification, notamment supposant que le groupe est composé entièrement de son radionucléide le plus restrictif. Le radionucléide le plus restrictif peut être différent en fonction des installations nucléaires, selon les rejets, les conditions locales et le choix de la personne exposée typique. La surveillance des rejets peut ensuite être réalisée au moyen d’une méthode non axée sur un radionucléide particulier pour l’ensemble du groupe plutôt que pour des radionucléides précis. Les regroupements de LRD les plus communs pour les rejets atmosphériques sont les gaz rares, l’iode radioactif, les particules bêta/gamma et les particules alpha, et pour les effluents liquides, les émetteurs bêta/gamma et les particules alpha.

Les titulaires de permis sont tenus de démontrer non seulement que leurs rejets sont inférieurs à leurs LRD respectives, mais aussi que la somme de leurs rejets est inférieure à 1 mSv/an, soit la limite de dose réglementaire pour le grand public. Afin de veiller au respect de ces limites, les titulaires de permis sont également tenus d’établir des seuils d’intervention considérablement inférieurs à leurs LRD afin de pouvoir détecter des rejets élevés justifiant la tenue d’enquêtes de suivi et la prise de mesures pour s’assurer que les rejets soient correctement contrôlés. En ce qui concerne les centrales nucléaires, les seuils d’intervention sont comparés aux résultats des activités hebdomadaires et mensuelles de surveillance des rejets atmosphériques et des effluents dans les eaux de surface, respectivement.

Rejet annuel total des radionucléides pertinents dans l’environnement

Les tableaux I.1 à I.15 présentent la charge annuelle des principaux radionucléides rejetés directement dans l’atmosphère ou les eaux de surface par les installations autorisées, de même que les LRD pertinentes. La période de déclaration choisie va de 2011 à 2017 et couvre donc l’intervalle depuis la dernière publication des données visées en 2012 ^{Référence 25}, laquelle portait sur la période allant de 2001 à 2010. Au cours de la période de déclaration visée par la présente (2011 à 2017), les LRD n’ont pas été dépassées.

Étant donné que les installations diffèrent selon les activités nucléaires réalisées sur le site (p. ex. présence d’une installation de traitement du tritium) ou les activités associées à la phase du cycle de vie (p. ex. état d’arrêt garanti) ou aux opérations (p. ex. entretien, taux de production d’électricité), les radionucléides pertinents, surveillés et déclarés ainsi que les quantités réelles rejetées varient. Les titulaires de permis surveillent et déclarent un vaste éventail de radionucléides; le document normalisé de déclaration, présenté ici, est fondé sur les principaux radionucléides associés à la dose au public et sur les LRD établies pour les installations. Par conséquent, il n’est pas possible de faire des comparaisons directes entre les installations, car les quantités de rejets de matières radioactives peuvent différer d’une installation à l’autre.

En ce qui concerne les installations visées par le présent rapport, les radionucléides ou groupes de radionucléides les plus courants pour ce qui est des rejets atmosphériques sont le tritium (HTO), l’iode 131, les gaz rares, les particules (bêta/gamma) et le carbone 14. Pour ce qui est des rejets liquides dans les eaux de surface, il s’agit du tritium (HTO), de l’activité bêta/gamma brute et du carbone 14. Étant donné que les particules et l’activité bêta/gamma brute sont constituées de mélanges de radionucléides, le radionucléide le plus restrictif pour la dose en question (c.-à-d. en fonction de la dose potentielle au public) est souvent choisi pour représenter le mélange aux fins de comparaison avec la LRD.

Les rejets sont présentés dans les tableaux suivants sous forme de becquerels totaux (Bq) par année ou, dans le cas des gaz rares, sous forme de becquerels-mégaélectronvolts (Bq-MeV). Un becquerel est une unité de radioactivité du SI (Système international d’unités) définie comme étant l’activité d’une quantité de matière radioactive dans laquelle un noyau se désintègre par seconde. Comme le Bq est une très petite quantité, les rejets sont présentés ici en notation scientifique. Dans la plupart des cas, les chiffres sont arrondis à deux ou trois chiffres significatifs. Voici des exemples d’un nombre arrondi à deux chiffres significatifs :

• 100                     =           1,0 X 10²
• 1 260 000           =           1,3 X 10⁶
• 4 445 758 748    =           4,4 X 10⁹

Darlington

Les données de Darlington comprennent à la fois la centrale de Darlington et l’IGDD. En plus des radionucléides normalement déclarés pour Darlington, OPG déclare également les rejets atmosphériques de tritium élémentaire associés à l’installation d’extraction du tritium, qui est assujettie à sa propre LRD pour ce radionucléide.

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.1 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour Darlington

Année	Tritium élémentaire (HT) (Bq)	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq-MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma brute) (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	8,5 X 1017	5,9 X 1016	3,5 X 1014	4,5 X 1016	1,4 X 1012	6,7 X 1011	1,0 X 1011
2017	1,4 X 1014	2,4 X 1014	1,4 X 1012	1,5 X 1013	<1,5 X 108	2,6 X 107	2,0 X 106
2016	1,7 X 1013	1,8 X 1014	1,6 X 1012	1,6 X 1013	1,4 X 108	3,2 X 107	<5,0 X 106
2015	1,7 X 1013	2,5 X 1014	1,3 X 1012	2,2 X 1013	1,4 X 108	3,5 X 107	<6,4 X 106
2014	5,2 X 1013	2,7 X 1014	1,3 X 1012	4,6 X 1013	1,6 X 108	3,1 X 107	<6,4 X 106
2013	1,8 X 1013	2,1 X 1014	1,0 X 1012	3,2 X 1013	1,4 X 108	2,9 X 107	<6,2 X 106
2012	2,6 X 1013	1,3 X 1014	1,0 X 1012	1,9 X 1013	1,4 X 108	3,4 X 107	---
2011	8,8 X 1013	1,4 X 1014	1,0 X 1012	2,2 X 1013	1,5 X 108	4,0 X 107	---

Rejets dans les eaux de surface

Tableau I.2 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Darlington

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta/gamma brute (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	5,30 X 1018	7,10 X 1013	9,70 X 1014	3,20 X 1014
2017	5,6 X 1014	2,6 X 1010	1,7 X 109	<1,6 X 106
2016	3,5 X 1014	4,9 X 1010	2,2 X 109	<1,6 X 106
2015	2,4 X 1014	4,9 X 1010	7,3 X 109	<1,7 X 106
2014	1,7 X 1014	3,0 X 1010	5,5 X 109	1,8 X 106
2013	1,1 X 1014	2,8 X 1010	3,2 X 109	8,5 X 105
2012	1,3 X 1014	3,0 X 1010	6,3 X 109	9,0 X 105
2011	1,1 X 1014	3,1 X 1010	1,9 X 109	1,1 X 106

Pickering

OPG déclare séparément les rejets pour les tranches 1 à 4 et les tranches 5 à 8 de Pickering. Les données associées à Pickering‑B comprennent les données de l’IGDP.

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.3 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour les tranches 1 à 4 de Pickering

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq-MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma brute) (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	1,2 X 1017	2,2 X 1015	3,2 X 1016	9,8 X 1012	4,9 X 1011	8,7 X 1010
2017	3,1 X 1014	1,3 X 1012	1,5 X 1014	9,6 X 106	6,9 X 106	4,8 X 105
2016	2,2 X 1014	1,2 X 1012	1,1 X 1014	9,9 X 106	5,5 X 106	3,7 X 105
2015	2,4 X 1014	1,0 X 1012	9,3 X 1013	1,4 X 107	5,3 X 106	4,5 X 105
2014	2,5 X 1014	9,1 X 1011	1,1 X 1014	1,0 X 107	4,1 X 106	3,4 X 105
2013	1,7 X 1014	7,8 X 1011	1,1 X 1014	8,4 X 106	3,7 X 106	4,4 X 105
2012	2,6 X 1014	8,8 X 1011	1,1 X 1014	1,1 X 107	4,5 X 106	---
2011	2,1 X 1014	1,0 X 1012	9,9 X 1013	1,5 X 107	8,2 X 106	---

Tableau I.4 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour les tranches 5 à 8 de Pickering

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14  (Bq)	Gaz rare (Bq-MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma brute) (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	1,9 X 1017	2,0 X 1015	4,7 X 1016	8,9 X 1012	7,2 X 1011	1,2 X 1011
2017	3,8 X 1014	1,3 X 1012	3,5 X 1012	4,3 X 106	2,0 X 108	3,7 X 105
2016	4,6 X 1014	1,2 X 1012	5,8 X 1012	4,1 X 106	2,4 X 107	6,2 X 105
2015	3,0 X 1014	1,0 X 1012	1,6 X 1013	4,6 X 106	1,5 X 107	6,1 X 105
2014	2,8 X 1014	9,1 X 1011	1,1 X 1013	5,2 X 106	3,8 X 106	5,2 X 105
2013	2,4 X 1014	9,1 X 1011	6,5 X 1012	4,4 X 106	5,0 X 106	5,8 X 105
2012	2,8 X 1014	9,4 X 1011	1,9 X 1013	6,6 X 106	3,6 X 106	---
2011	3,4 X 1014	7,7 X 1011	8,4 X 1013	8,8 X 106	3,6 X 106	---

Rejets dans les eaux de surface

Il convient de noter que les rejets de carbone 14 et de particules alpha brutes associés aux tranches 1 à 4 sont inclus dans les valeurs déclarées pour les tranches 5 à 8, étant donné que le système de gestion des déchets radioactifs liquides se déverse dans l’exutoire associé aux tranches 5 à 8.

Tableau I.5 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Pickering

Année	Tranches 1 à 4		Tranches 5 à 8
	Tritium (HT) (Bq)	Particule bêta/gamma brute (Bq)	Tritium (HT) (Bq)	Particule bêta/gamma brute (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	3,7 X 1017	1,7 X 1012	7,0 X 1017	3,2 X 1012	6,0 X 1013	2,6 X 1013
2017	1,1 X 1014	6,6 X 109	2,7 X 1014	2,0 X 1010	1,9 X 109	<2,5 X 106
2016	1,1 X 1014	6,8 X 109	2,1 X 1014	5,1 X 1010	4,7 X 109	<3,7 X 106
2015	9,9 X 1013	4,9 X 109	2,7 X 1014	1,7 X 1010	2,8 X 109	5,4 X 106
2014	1,0 X 1014	9,0 X 109	2,4 X 1014	2,3 X 1010	1,5 X 109	3,2 X 106
2013	1,8 X 1014	6,7 X 109	1,9 X 1014	2,6 X 1010	1,7 X 109	1,3 X 106
2012	1,1 X 1014	1,1 X 1010	1,8 X 1014	1,9 X 1010	1,1 X 109	7,7 X 106
2011	1,2 X 1014	5,1 X 109	2,0 X 1014	1,4 X 1010	2,2 X 109	4,8 X 106

Point Lepreau

Point Lepreau dispose de LRD pour chacun des gaz rares et pour les catégories de particules, et surveille et déclare donc un vaste éventail de radionucléides spécifiques. Pour assurer l’uniformité des déclarations dans la présente annexe, ces rejets ont été regroupés selon le total des gaz rares et le total des particules aux tableaux I.6 et I.7.

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.6 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour Point Lepreau

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq‑MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma brute) (Bq)
LRD 2017	2,8 X 1017	6,8 X 1015	a	6,0 X 1013	a
2017	1,5 X 1014	3,1 X 1011	4,6 X 1013	<5,2 X 105	<2,2 X 106
2016	1,5 X 1014	1,1 X 1011	9,5 X 1013	5,2 X 105	<2,2 X 106
2015	1,4 X 1013	7,1 X 1010	5,9 X 1012	<5,0 X 105	<8,1 X 105
2014	6,6 X 1013	8,4 X 1010	3,8 X 1012	---	---
2013	9,1 X 1013	8,0 X 1010	4,6 X 1012	---	---
2012	1,4 X 1014	3,7 X 1010	8,0 X 1011	---	---
2011	4,3 X 1011	3,3 X 1015	---	---	---

a : LRD spécifique de Point Lepreau pour chacun des gaz rares et des catégories de particules.

Rejets dans les eaux de surface

Tableau I.7 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Point Lepreau

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta brute (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	4,6 x 1019	a	3,3 x 1014	a
2017	1,2 X 1014	7,8 X 107	1,8 X 109	7,9 X 106
2016	1,8 X 1014	7,8 X 107	2,9 X 109	7,9 X 106
2015	1,4 X 1014	5,5 X 107	1,0 X 1010	6,7 X 106
2014	3,2 X 1014	1,5 X 108	6,6 X 109	8,6 X 106
2013	2,9 X 1014	1,5 X 108	4,3 X 109	8,6 X 106
2012	7,8 X 1014	7,2 X 107	3,8 X 1010	6,5 X 106
2011	3,4 X 1013	8,2 X 107	1,4 X 107	5,8 X 106

a : Point Lepreau dispose de LRD spécifique pour chacun des gaz rares et pour les catégories de particules bêta brute et alpha brute.

Bruce-A et Bruce‑B

Bruce Power déclare séparément les rejets pour Bruce-A et Bruce-B.

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.8 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour Bruce‑A

Année	Tritium (HTO) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq-MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/ gamma) (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	1,98 X 1017	6,34 X 1014	1,12 X 1017	1,14 X 1012	1,73 X 1012	2,96 X 1011
2017	7,32 X 1014	1,89 X 1012	9,40 X 1013	2,06 X 107	4,39 X 105	4,08 X 103
2016	5,66 X 1014	1,69 X 1012	5,63 X 1013	4,40 X 106	3,14 X 105	2,46 X 103
2015	7,05 X 1014	3,15 X 1012	5,62 X 1013	5,15 X 107	1,06 X 107	1,23 X 106
2014	7,51 X 1014	1,64 X 1012	5,30 X 1013	3,94 X 108	3,13 X 106	8,02 X 105
2013	5,04 X 1014	2,53 X 1012	6,66 X 1013	<4,94 X 107	<4,84 X 106	<6,67 X 105
2012	4,50 X 1014	2,30 X 1012	6,82 X 1013	2,18 X 106	<7,45 X 106	<6,40 X 105
2011	6,00 X 1014	1,36 X 1012	6,68 X 1013	3,58 X 107	<7,06 X 106	<5,99 X 105

Tableau I.9 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour Bruce‑B (rejets hebdomadaires)

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq-MeV	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma) brute (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	3,16 X 1017	7,56 X 1014	2,17 X 1017	1,35 X 1012	3,61 X 1012	5,77 X 1011
2017	7,14 X 1014	1,23 X 1012	4,82 X 1013	1,41X 106	2,34 X 106	3,70 X 103
2016	5,70 X 1014	1,13 X 1012	5,25 X 1013	<LDa	1,13 X 1006	1,85 X 103
2015	3,74 X 1014	1,16 X 1012	5,25 X 1013	4,01 X 107	1,63 X 107	2,34 X 106
2014	4,13 X 1014	1,26 X 1012	3,71 X 1013	4,02 X 107	1,53 X 107	2,26 X 106
2013	2,63 X 1014	1,10 X 1012	3,64 X 1012	<4,04 X 107	<1,86 X 107	<2,51 X 106
2012	3,26 X 1014	1,16 X 1012	3,64 X 1012	4,13 X 107	1,80 X 107	<4,38 X 105
2011	7,17 X 1014	1,44 X 1012	3,64 X 1012	4,19 X 107	5,07 X 107	1,78 X 107

^a inférieure à la limite de détection analytique

Rejets dans les eaux de surface

Tableau I.10 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Bruce‑A

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta/gamma brute (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	2,30 X 1018	4,58 X 1013	1,03 X 1015	1,12 X 1014
2017	2,26 X 1014	1,08 X 109	9,13 X 108	<LDa
2016	2,36 X 1014	9,96 X 108	1,66 X 109	6,96 X 104
2015	2,20 X 1014	9,17 X 108	2,45 X 109	1,31 X 106
2014	1,94 X 1014	1,02 X 109	1,13 X 109	1,77 X 106
2013	1,96 X 1014	2,12 X 106	9,95 X 108	9,08 X 108
2012	1,40 X 1014	5,79 X 108	5,37 X 108	1,60 X 106
2011	2,95 X 1014	6,29 X 108	1,70 X 109	1,09 X 106

^a inférieure à la limite de détection analytique

Tableau I.11 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Bruce‑B

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta/gamma brute (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Particule alpha brute (Bq)
LRD 2017	1,84 X 1018	5,17 X 1013	1,16 X 1015	1,21 X 1014
2017	7,15 X 1014	2,04 X 109	2,39 X 108	<LDa
2016	5,07 X 1014	1,42 X 109	1,76 X 109	<LDa
2015	6,72 X 1014	1,53 X 109	9,07 X 109	1,40 X 106
2014	6,42 X 1014	1,99 X 109	8,06 X 109	1,49 X 106
2013	4,19 X 1014	3,95 X 109	4,90 X 108	8,91 X 108
2012	1,14 X 1015	3,35 X 109	4,63 X 108	1,11 X 106
2011	5,10 X 1014	2,38 X 109	2,82 X 109	1,48 X 106

^a inférieure à la limite de détection analytique

IGDW

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.12 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour l’IGDW

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Iode 131 (Bq)	Particule (gamma brute) (Bq)
LRD 2017	2,96 X 1017	1,09 X 1015	1,90 X 1012	2,34 X 1012
2017	1,72 X 1013	4,09 X 109	1,38 X 105	4,52 X 103
2016	2,06 X 1013	3,94 X 109	1,71 X 105	5,42 X 103
2015	4,14 X 1012	1,41 X 109	1,21 X 105	4,89 X 105
2014	7,17 X 1012	2,96 X 108	1,22 X 105	5,12 X 104
2013	1,43 X 1013	1,96 X 109	6,38 X 104	3,78 X 105
2012	1,04 X 1013	1,88 X 109	6,06 X 104	1,26 X 105
2011	1,99 X 1013	3,45 X 109	8,95 X 104	1,34 X 105

Rejets dans les eaux de surface

Tableau I.13 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour l’IGDW

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta brute (Bq)
LRD 2017	7,70 X 1015	4,46 X 1011
2017	2,59 X 1011	2,84 X 108
2016	6,12 X 1011	4,62 X 108
2015	4,21 X 1011	1,56 X 108
2014	2,44 X 1011	1,26 X 108
2013	1,42 X 1011	1,26 X 108
2012	1,00 X 1011	6,80 X 107
2011	1,20 X 1011	9,02 X 107

Gentilly-2

Les LRD applicables à la fin de l’année civile 2017 ont été mises à jour¹ et sont entrées en vigueur avant juillet 2017.

Note¹ : La norme du Groupe CSA N288-F14, Lignes directrices pour le calcul des conséquences radiologiques pour le public d’un rejet de matières radioactives dans l’air dans le cas des accidents de réacteurs nucléaires s’applique à la fois aux rejets dans l’atmosphère et dans les eaux de surface.

Rejets dans l’atmosphère

Tableau I.14 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans l’atmosphère pour Gentilly-2

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Carbone 14 (Bq)	Gaz rare (Bq‑MeV)	Iode 131 (Bq)	Particule (bêta/gamma brute) (Bq)
LRD 2017	1,7 X 1017	1,2 X 1015	S.O.2	S.O.2	8,0 X 1011
2017	7,31 X 1013	4,47 X 1011	<LDa	<LDa	8,32 X 106
2016	7,31 X 1013	3,79 X 1011	<LDa	<LDa	5,17 X 105
2015	1,12 X 1014	4,10 X 1011	<LDa	<LDa	1,35 X 106
2014	1,19 X 1014	4,83 X 1011	3,15 X 109	<LDa	2,92 X 105
2013	1,14 X 1014	7,49 X 1011	6,96 X 108	<LDa	8,65 X 105
2012	2,13 X 1014	4,41 X 1011	3,87 X 1011	8,31 X 106	1,79 X 106
2011	1,90 X 1014	2,71 X 1011	1,16 X 1011	<LDa	9,13 X 105

² Sans objet étant donné que l’installation est à l’état d’arrêt garanti

^a inférieure à la limite de détection analytique

Rejets dans les eaux de surface

Tableau I.15 : Tendance des rejets annuels de radionucléides dans les eaux de surface pour Gentilly-2

Année	Tritium  (HT) (Bq)	Particule bêta brute  (Bq)	Carbone 14 (Bq)
LRD 2017	1,1 X 1019	5,3 X 1013	7,3 X 1014
2017	2,17 X 1014	3,28 X 108	2,79 X 1011
2016	3,83 X 1013	1,33 X 108	5,64 X 1010
2015	1,51 X 1014	5,28 X 108	3,00 X 1011
2014	3,56 X 1014	2,86 X 108	5,28 X 1010
2013	2,14 X 1014	1,84 X 109	1,15 X 1010
2012	3,51 X 1014	1,09 X 109	2,88 X 1010
2011	2,44 X 1014	5,35 X 109	1,89 X 1010

Annexe J : Liste des inspections réalisées par la CCSN en 2017

Darlington

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Système de gestion	Détermination et résolution des problèmes (enquêtes sur les événements) Numéro de rapport : DRPD-2017-023	22 déc. 2017
	Systèmes de gestion Numéro de rapport : OPG-DWMF-2017-01	17 juil. 2017
Gestion de la performance humaine	Programme de formation des opérateurs nucléaires autorisés Numéro de rapport : OPG-2017-004	24 mai 2017
	Formation du personnel de gestion des contrats d’OPG Numéro de rapport : OPG-2017-005	18 janv. 2018
	Conduite d’un examen d’accréditation sur simulateur Numéro de rapport : DRPD-2017-015	15 sept. 2017
	Programme de formation du personnel de laboratoire de chimie Numéro de rapport : OPG-2017-008	18 janv. 2018
Conduite de l’exploitation	Planification et ordonnancement du travail de remise à neuf Numéro de rapport : DRPD-2017-002	28 fév. 2017
	Inspection trimestrielle, troisième trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : DRPD-2017-003	13 mars 2017
	Inspection du déchargement du combustible Numéro de rapport : DRPD-2017-004	24 mars 2017
	Remise à neuf INS-14-01 Numéro de rapport : DRPD-2017-005	26 mai 2017
	Inspection de l’installation d’extraction du tritium Numéro de rapport : DRPD-2017-006	6 avril 2017
	Inspections trimestrielles sur le terrain – 4e trimestre Numéro de rapport : DRPD-2017-011	28 juin 2017
	Inspections trimestrielles sur le terrain – 1er trimestre Numéro de rapport : DRPD-2017-016	15 sept. 2017
	Exclusion des matières étrangères Numéro de rapport : DRPD-2017-019	24 nov. 2017
	Inspection de l’arrêt (générique : état d’arrêt garanti, source froide, démarrage, entretien, HP-TII-3A) D1711 Numéro de rapport : DRPD-2017-020	2 nov. 2017
	Inspections trimestrielles sur le terrain – Remise à neuf – 1er trimestre Numéro de rapport : DRPD-2017-021	15 déc. 2017
	Inspections trimestrielles sur le terrain – 2e trimestre Numéro de rapport : DRPD-2017-024	22 déc. 2017
	Gestion de l’approvisionnement (remise à neuf INS-01-01) Numéro de rapport : DRPD-2017-025	22 janv. 2018
	DSR multiples (Conduite de l’exploitation) Numéro de rapport : OPG-DWMF-2017-02	13 fév. 2018
Conception matérielle	Inspection du programme de gestion des enveloppes sous pression et de l’entente de services avec l’AIEA Numéro de rapport : DPRD-2017-008	5 juin 2017
	Essai de pression de l’enveloppe de confinement temporaire –Remise à neuf de la tranche 2 Numéro de rapport : DRPD-2017-009	3 août 2017
	Vérification de la conformité – possibilités d’amélioration de la sûreté : système d’évacuation filtrée du confinement Numéro de rapport : DRPD-2017-012	21 juil. 2017
Conception des systèmes	Vérification de la conformité – possibilités d’amélioration de la sûreté : système d’évacuation de la vapeur de la centrale Numéro de rapport : DRPD-2017-001	9 fév. 2017
Aptitude fonctionnelle	Entretien des logiciels Numéro de rapport : DRPD-2017-018	24 nov. 2017
Radioprotection	Activités de radioprotection associées à la voûte du réacteur pendant la remise à neuf (remise à neuf INS-07-03) Numéro de rapport : DRPD-2017-027	18 janv. 2017
	Contrôle des doses aux travailleurs Numéro de rapport : DRPD-2017-013	21 juil. 2017
Santé et sécurité classiques	Santé et sécurité classiques – Remise à neuf de Darlington, INS-08-01 Numéro de rapport : DRPD-2017-007	5 juin 2017
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice d’urgence (RD-353) Numéro de rapport : DRPD-2017-022	15 déc. 2017
	Protection-incendie (remise à neuf INS-10-02) Numéro de rapport : DRPD-2017-026	22 janv. 2017
	Vérification de la conformité – possibilités d’amélioration de la sûreté : génératrice d’urgence 3 Numéro de rapport : DRPD-2017-014	21 juil. 2017
Sécurité	Exercice « Force contre force » Numéro de rapport : DRPD-2017-010
	Inspections de sécurité sur le site – SAU1 (Rondes) Numéro de rapport : DRPD-2017-017

Pickering

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Système de gestion	Rôles et responsabilités de l’organisation Numéro de rapport : PRPD-2017-003/OPG-2017-003	6 avril 2017
	Autoévaluation et évaluation indépendante Numéro de rapport : PRPD-2017-013	31 août 2017
	Inspection de la gestion des entrepreneurs Numéro de rapport : PRPD-2017-010	26 sept. 2017
Gestion de la performance humaine	Conduite des tests de requalification sur simulateur Numéro de rapport : PRPD-2016-022	13 fév. 2017
	Formation du personnel de gestion des contrats d’OPG Numéro de rapport : OPG-2017-005	18 janv. 2018
	Programme de formation des techniciens en radioprotection de Pickering Numéro de rapport : PRPD-2017-005	7 mars 2017
	Programme de formation des opérateurs nucléaires autorisés Numéro de rapport : PRPD-2017-004/OPG-2017-004	24 mai 2017
	Effectif minimal Numéro de rapport : PRPD-2017-011	28 juil. 2017
	Programme de formation du personnel de laboratoire de chimie Numéro de rapport : OPG-2017-008	18 janv. 2018
Conduite de l’exploitation	Rapport trimestriel, 3e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : PRPD-2015-29	29 fév. 2016
	Arrêt P1561 de la tranche 6 Numéro de rapport : PRPD-2015-26	14 mars 2016
	Rapport trimestriel, 1er trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : PRPD-2016-016	31 août 2016
	Rapport trimestriel, 3e trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : PRPD-2016-025	13 mars 2017
	Arrêt prévu pour entretien P1671, tranche 7 Numéro de rapport : PRPD-2016-026	12 avril 2017
	Rapport trimestriel, 4e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : PRPD-2017-012	13 juin 2017
	Installation de gestion des déchets de Pickering Numéro de rapport : OPG-PWMF-2017-01	4 juil. 2017
	Rapport trimestriel, 1er trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : PRPD-2017-018	21 août 2017
	Arrêt prévue pour entretien Numéro de rapport : PRPD-2017-014	20 sept. 2017
	Rapport trimestriel, 2e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : PRPD-2017-020	8 déc. 2017
	Installation de gestion des déchets de Pickering Numéro de rapport : OPG-PWMF-2017-02	14 fév. 2018
Conception matérielle	Système de distribution électrique, tranches 1-4 Numéro de rapport : PRPD-2016-019	2 fév. 2017
	Équipement qualifié sur le plan environnemental Numéro de rapport : PRPD-2016-020	21 fév. 2017
Aptitude fonctionnelle	Contrôle chimique Numéro de rapport : PRPD-2017-002	15 mai 2017
	Air d’instrumentation Numéro de rapport : PRPD-2017-001	29 mai 2017
	Analyse et méthode d’analyse des tubes de force des canaux de combustible Numéro de rapport : PRPD-2017-007	13 sept. 2017
	Entretien et fiabilité – Examen documentaire réactif des systèmes Numéro de rapport : PRPD-2017-022	25 janv. 2018
Radioprotection	Système de surveillance gamma à zone fixe et système de moniteurs gamma semi-portatifs Numéro de rapport : PRPD-2016-023	6 mars 2017
	Contrôle des doses aux travailleurs Numéro de rapport : PRPD-2017-008	4 avril 2017
Protection de l’environnement	Gestion des déchets dangereux non radioactifs Numéro de rapport : PRPD-2017-009	30 août 2017
Gestion des urgences et protection-incendie	Programme de protection contre les incendies/protection-incendie Numéro de rapport : PRPD-2017-006	15 mai 2017
	Registre des lacunes dans l’équipement de protection-incendie Numéro de rapport : PRPD-2017-FIR-043	21 déc. 2017
Sécurité	Installation de gestion des déchets de Pickering Numéro de rapport : PWMF-NSD-2017-001	29 nov. 2017

Point Lepreau

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Conduite de l’exploitation	Rapport d’inspection trimestrielle sur le terrain, 3e trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-001	4 mai 2017
	Rapport d’inspection trimestrielle sur le terrain, 4e trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-005	8 juin 2017
	Rapport d’inspection trimestrielle sur le terrain, 1er trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-009 Q1 2017-18	8 août 2017
	Rapport d’inspection trimestrielle sur le terrain, 2e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-014 Q2 2017-18	28 nov. 2017
	Rapport d’inspection trimestrielle sur le terrain, 3e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-022	25 janv. 2018
	Inspection relative aux arrêts Numéro de rapport : GPLRPD-2017-004	21 juil. 2017
Gestion de la performance humaine	Programmes de formation (pour les opérateurs nucléaires non accrédités) Numéro de rapport : GPLRPD-2017-008	3 août 2017
	Conduite d’examens d’accréditation sur simulateur et de tests de requalification Numéro de rapport : GPLRPD-2017-015	22 déc. 2017
	Conduite d’un examen d’accréditation sur simulateur Numéro de rapport : GPLRPD-2017-002	16 mai 2017
	Conduite d’examens d’accréditation et de tests de requalification écrits Numéro de rapport : GPLRPD-2017-020	19 janv. 2018
Aptitude fonctionnelle	Contrôle chimique Numéro de rapport : GPLRPD-2017-011	12 déc. 2017
	Planification et ordonnancement de l’entretien Numéro de rapport : GPLRPD-2017-018	24 janv. 2018
Radioprotection	Contrôle des dangers radiologiques Numéro de rapport : GPLRPD-2017-006	4 juil. 2017
Protection de l’environnement	Contrôle et surveillance des effluents – Inspection propre au site EF2 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-016	24 janv. 2018
Emballage et transport	Emballage et transport à la centrale nucléaire Numéro de rapport : GPLRPD-2017-017	12 déc. 2017
Sécurité	Sécurité Numéro de rapport : GPLRPD-2017-003
	Cybersécurité Numéro de rapport : GPLRPD-2017-007
	Surveillance d’un exercice de sécurité Numéro de rapport : GPLRPD-2017-010
	Inspections de sécurité sur le site – SAU1 (Rondes) Numéro de rapport : GPLRPD-2017-012
	Inspections de sécurité sur le site – SAU2 Numéro de rapport : GPLRPD-2017-013

Bruce-A et Bruce-B

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Système de gestion	Gestion des entrepreneurs Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-006	3 mai 2017
	Expérience d’exploitation Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-010	6 juil. 2017
Gestion de la performance humaine	Gestion de la fatigue (examen documentaire) Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-007	8 mars 2017
	Conception, élaboration et évaluation d’un examen sur simulateur à Bruce-A (examen documentaire) Numéro de rapport : BRPD-A-2017-002	4 avril 2017
	Programme de formation du personnel de la Division d’ingénierie de Bruce Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-013	17 nov. 2017
	Conception et élaboration de l’examen d’accréditation sur simulateur des opérateurs nucléaires autorisés à Bruce-A de juillet 2017 (examen documentaire) Numéro de rapport : BRPD-A-2017-007	20 déc. 2017
	Test exhaustif de requalification sur simulateur pour une tranche de réacteur, à Bruce-B Numéro de rapport : BRPD-B-2017-007	25 janv. 2017
Conduite de l’exploitation	Inspection trimestrielle sur le terrain des centrales de Bruce-A et Bruce-B, 4e trimestre, EF 2016-2017 Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-011	6 juin 2017
	Arrêt prévu de la tranche 5 Numéro de rapport : BRPD-B-2017-001	7 juil. 2017
	Inspection du SAU2 Numéro de rapport : BRPD-A-2017-003	15 août 2017
	Inspection trimestrielle sur le terrain des centrales de Bruce-A et Bruce-B, 1er trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-015	13 sept. 2017
	Enquête sur un événement Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-017	9 nov. 2017
	Inspection trimestrielle sur le terrain des centrales de Bruce-A et Bruce-B, 2e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-019	20 nov. 2017
	Arrêt forcé de la tranche 2 Numéro de rapport : BRPD-A-2017-006	22 nov. 2017
	Arrêt prévu de la tranche 3 Numéro de rapport : BRPD-A-2017-004	19 déc. 2017
	Inspection trimestrielle sur le terrain des centrales de Bruce-A et Bruce-B, 3e trimestre, EF 2017-2018 Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-020	17 janv. 2018
	Arrêt prévu de la tranche 6 Numéro de rapport : BRPD-B-2017-006	18 janv. 2018
Conception matérielle	Protection-incendie des centrales de Bruce-A et Bruce-B Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-004	2 mai 2017
	Étalonnage des instruments Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-016	7 nov. 2017
	Systèmes d’alimentation électrique Numéro de rapport : BRPD-B-2017-005	13 déc. 2017
	Programme d’enveloppe sous pression Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-002	3 avril 2017
	Maintenance des logiciels Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-018	13 déc. 2017
Aptitude fonctionnelle	Contrôle chimique Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-005	12 avril 2017
	Système de distribution d’eau d’urgence et système d’approvisionnement en eau intertranches Numéro de rapport : BRPD-B-2017-002	28 avril 2017
	Système de refroidissement d’urgence des générateurs de vapeur Numéro de rapport : BRPD-A-2017-001	2 mai 2017
Radioprotection	Contrôle des doses aux travailleurs chez Bruce Power Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-001	7 mars 2017
	Contrôle et planification du principe ALARA en milieu professionnel Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-014	10 nov. 2017
Santé et sécurité classiques	Inspection réactive d’un incident de décharge électrique – B-2017-28612767 Numéro de rapport : BRPD-B-2017-004	15 août 2017
Protection de l’environnement	Déchets dangereux classiques Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-003	12 avril 2017
	Surveillance environnementale Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-021	2 fév. 2018
Gestion des urgences et protection-incendie	Exercice d’incendie Numéro de rapport : BRPD-AB-2017-009	14 juin 2017
	Exercice d’urgence, Bruce-B Numéro de rapport : BRPD-B-2017-008	26 janv. 2018
Sécurité	Inspection de sécurité (BRPD-AB-2017-008)	6 juin 2017
	Inspection de sécurité (BRPD-AB-2017-012)	13 oct. 2017

IGDW

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Système de gestion	Systèmes de gestion Numéro de rapport : OPG-DWMF-2017-01	17 juil. 2017
	Systèmes de gestion Numéro de rapport : OPG-RWOS1-2017-01	17 juil. 2017
Conduite de l’exploitation	Inspection de base de l’Installation de gestion des déchets Western Numéro de rapport : OPG-WWMF-2017-01	4 juil. 2017
	Inspection de base de l’Installation de gestion des déchets Western Numéro de rapport : OPG-WWMF-2017-02	8 août 2017
	Installation de gestion des déchets Western d’OPG Numéro de rapport : OPG-WWMF-2017-03	5 fév. 2018
Sécurité	Inspection de sécurité de l’ISSCU de l’IGDW Numéro de rapport : WUFDSF-NSD-2017-001	10 janv. 2018

Gentilly-2

Domaine de sûreté et de réglementation	Titre de l’inspection	Date de remise du rapport d’inspection
Système de gestion	Conservation des enregistrements à Gentilly-2 Numéro de rapport : DPRGPL-2017-001	17 sept. 2017
Sécurité	Inspection de sécurité Numéro de rapport : DPRGPL-2017-002	14 août 2017

Annexe K : Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire – Responsabilités et information connexe

Intervention en cas d’urgence nucléaire au Canada

Au Canada, les interventions en cas d’urgence nucléaire sont une responsabilité partagée entre les divers paliers de gouvernement et le secteur privé. Conformément aux orientations et aux exigences de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), les responsabilités d’une intervention en cas d’urgence nucléaire au Canada sont subdivisées en interventions sur le site et hors site.

L’intervention sur le site concerne toutes les actions et les mesures prises à l’intérieur des limites du site de l’installation autorisée, tandis que l’intervention hors site concerne les actions et les mesures prises à l’extérieur et au-delà des limites du site autorisé. Ces deux catégories d’intervention exigent des rôles et des responsabilités spécifiques des différentes parties intéressées, et puisqu’elles sont étroitement liées, elles nécessitent également une coordination entre tous les paliers de gouvernement et le titulaire de permis de la CCSN. Par exemple :

• Les titulaires de permis de la CCSN sont responsables de l’intervention en cas d’urgence nucléaire sur le site et des urgences pouvant survenir hors site.
• Les gouvernements provinciaux sont responsables des mesures d’intervention hors site en cas d’urgence nucléaire.
• À la demande du gouvernement provincial, le gouvernement fédéral peut fournir une assistance à la province.

Tous les paliers de gouvernement et la CCSN ont mis en place des plans d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Ces plans incluent des installations opérationnelles dotées de l’équipement et du personnel nécessaires pour coordonner et diriger les interventions en cas d’urgence nucléaire. En outre, tous les titulaires de permis de la CCSN ont en place des mesures ou des plans pour intervenir efficacement en cas urgence. La CCSN exerce une surveillance réglementaire des interventions déployées par le titulaire de permis en cas d’urgence nucléaire.

Titulaires de permis

Au Canada, les titulaires de permis de la CCSN sont l’autorité responsable de la gestion et de la mise en œuvre des mesures d’urgence sur le site, conformément à leurs plans et procédures d’intervention en cas d’urgence approuvés par la CCSN. Cela signifie que le titulaire de permis est directement responsable des activités suivantes :

• déterminer et évaluer l’importance de l’urgence sur le plan de la sûreté
• contrôler l’urgence et en atténuer les conséquences
• avertir les autorités hors site et la CCSN et coordonner son action avec elles
• aviser la CCSN conformément aux règlements et aux conditions de permis applicables
• recommander des mesures de protection à prendre hors site

• informer le public des mesures prises et des conditions sur le site (p. ex. état du réacteur)

Les stratégies de communication et d’alerte comprennent des sirènes (à proximité immédiate des centrales nucléaires), des systèmes de numérotation téléphonique automatisée et des systèmes mobiles de sonorisation montés sur véhicule, des messages dans les médias (radio et télévision), de l’information sur les sites Web, des alertes par courriel et, dans certaines régions, des avis porte-à-porte.

Gouvernements provinciaux, territoriaux ou municipaux

Si l’urgence a des conséquences à l’extérieur du site, le gouvernement provincial/territorial ou l’administration municipale est l’autorité responsable de l’application des mesures d’urgence hors du site.

Les gouvernements provinciaux et territoriaux sont l’autorité principale chargée de protéger la santé et la sécurité du public, la propriété et l’environnement sur leur territoire. Ils sont aussi l’autorité devant informer le public sur l’application des mesures de protection et les conditions hors site.

Les provinces déterminent les besoins en matière de mesures de protection et elles en dirigent la mise en œuvre, ce qui peut comprendre les mesures suivantes :

• mise à l’abri
• évacuation
• ingestion de comprimés d’iodure de potassium (KI)
• mesures de contrôle de l’ingestion

Les provinces doivent également s’assurer, de concert avec les municipalités, que des ententes existent pour :

• offrir des comprimés d’iodure de potassium (KI)
• établir des centres de réception et d’évacuation pour accommoder les personnes évacuées
• établir des centres pour les travailleurs d’urgence afin d’assurer leur radioprotection

Gouvernement fédéral

En vertu de la Loi sur la gestion des urgences, le ministre de la Sécurité publique est responsable de la coordination de l’intervention du gouvernement du Canada en cas d’urgence. Le Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU) est le plan d’intervention « tous risques » du  gouvernement du Canada. Le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN) est une annexe du PFIU, qui décrit les mesures supplémentaires et particulières nécessaires, à l’échelle interministérielle et intergouvernementale, pour faire face aux risques sanitaires associés à une urgence radiologique ou nucléaire.

Au cours d’une intervention intégrée face à une urgence nucléaire sous l’égide du PFIU/PFUN, tous les paliers de gouvernement ainsi que différents organismes et organisations ont la responsabilité de dresser et d’appliquer des plans d’intervention pour atténuer les conséquences et les effets qui se manifestent en dehors des limites de l’installation nucléaire autorisée par la CCSN. Le titulaire de permis assure l’intervention à l’intérieur des limites de son installation.

Une intervention intégrée du gouvernement du Canada est nécessaire dans les circonstances suivantes :

• une province ou un territoire demande l’aide du gouvernement fédéral pour faire face à une urgence
• une situation d’urgence relève de plusieurs instances ou institutions gouvernementales et requiert une intervention coordonnée
• une situation d’urgence touche directement des biens, des services, des employés, des pouvoirs conférés par la loi ou des responsabilités du gouvernement fédéral, ou compromet la confiance envers le gouvernement
• une situation d’urgence touche d’autres éléments d’intérêt national

Affaires mondiales Canada (AMC) est également responsable des liaisons avec la communauté internationale et les missions diplomatiques au Canada, de l’aide aux Canadiens à l’étranger, ainsi que de la coordination et de l’intervention nationale en cas d’urgences nucléaires survenant dans des pays étrangers, mais ayant une incidence sur le Canada.

CCSN

Dans le cas d’urgences nucléaires impliquant des installations et des substances autorisées, la CCSN :

• assure la surveillance réglementaire des activités du titulaire de permis (contrôle, évaluation des mesures de protection recommandées, conseils, assistance et, au besoin, orientation sous la forme de directives et d’ordres)
• effectue une évaluation indépendante des conditions sur le site et des conséquences potentielles hors site, afin de définir ou de confirmer les recommandations du titulaire de permis quant aux mesures de protection qui pourraient être nécessaires
• participe, à titre d’organisme fédéral, à l’intervention de l’ensemble du gouvernement en cas d’urgence nucléaire, conformément aux exigences du PFIU et du PFUN

Dans le cas d’urgences nucléaires n’impliquant pas de substances autorisées, la CCSN soutient les mesures d’intervention prises en vertu du PFIU ou du PFUN. Cette fonction inclut notamment une assistance technique et un soutien à l’organisation responsable, dans le cadre des pouvoirs et des responsabilités de la CCSN.

Vérification de la conformité par les inspecteurs de la CCSN

Les inspecteurs de la CCSN, y compris les inspecteurs chargés de vérifier l’état de préparation aux situations d’urgence, effectuent régulièrement des inspections pour confirmer que les programmes de préparation aux situations d’urgence des titulaires de permis continuent d’être intégralement mis en œuvre et fonctionnels.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’installation de gestion des déchets tiennent à jour des plans d’urgence qui comprennent des mesures pour faire face aux urgences sur le site, ainsi que des mesures de planification, de préparation et d’intervention pour les urgences hors site. Le plan d’urgence de chaque titulaire de permis est propre à son site et à son organisation. Cependant, tous les plans d’urgence comprennent habituellement ce qui suit :

• la documentation du plan d’urgence
• le fondement de la planification d’urgence
• la sélection et les qualifications du personnel
• les organisations de préparation et d’intervention en cas d’urgence
• les niveaux de dotation
• la formation et les manœuvres et exercices d’urgence
• les installations et l’équipement d’urgence
• les procédures d’urgence
• l’évaluation de la capacité d’intervention d’urgence
• l’évaluation des accidents
• l’activation et la suspension des mesures d’urgence
• la protection du personnel et de l’équipement de l’installation nucléaire
• les ententes de collaboration avec les organismes hors site
• les ententes avec d’autres organismes ou parties pour obtenir de l’aide
• le programme de rétablissement
• le programme d’information publique
• le programme d’éducation du public