Aptitude fonctionnelle
Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les activités qui évaluent les Structures, Systèmes et Composants dans les centrales nucléaires pour confirmer que leur entretien et leurs fonctions respectent leur conception. L’évaluation de l’aptitude fonctionnelle comprend diverses activités, notamment les évaluations de la conception technique de l’intégrité structurelle, les inspections périodiques en service au moyen d’examens non destructeurs, les activités d’entretien, ainsi que la recherche et le développement, selon les composants internes et l’expérience en exploitation. La validité de l’évaluation de l’aptitude fonctionnelle doit être constamment confirmée grâce à des inspections périodiques en service ainsi qu’à des activités de recherche et de surveillance tout au long du cycle de vie. Pour gérer toutes ces activités de façon systématique, la CCSN exige que les titulaires de permis développent et mettent en œuvre des programmes de gestion du vieillissement ou d’entretien. Le personnel de la CCSN assure un suivi étroit de l’efficacité de ces programmes grâce à des activités de vérification de la conformité.
Dans cette catégorie, vous trouverez de l’information technique et issue de recherches liée aux domaines particuliers suivants : aptitude fonctionnelle de l’équipement et rendement de l’équipement, entretien, intégrité structurelle, gestion du vieillissement, contrôle chimique, ainsi qu’essais et inspections périodiques.
Programme de recherche et de soutien
- RSP 760.1 Étude pour le compte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire sur les applications de l’intelligence artificielle et leur incidence sur le secteur nucléaire
- RSP-739.1, Programme de surveillance réglementaire pour les agences d’inspection autorisées (AIA) aux installations nucléaires
- RSP-690.1, Pratiques exemplaires en matière d’évaluation de la mécanique probabiliste de la rupture (MPR)
- RSP-734.1, Élaboration d’un indice de fiabilité de la conformité probabiliste novateur pour la surveillance des centrales nucléaires
- RSP-706.1, Études probabilistes: Principes et méthodes de calcul
- RSP-682.1, Étude expérimentale des effets des supports plats sur l’instabilité fluido-élastique en écoulement dans les générateurs de vapeur nucléaires
- RSP-665.1, Corrosion de l'acier – Pieux en H des centrales nucléaires
- R656.2 - Autorisation de logiciels essentiels à la sûreté pour les réacteurs nucléaires - Position commune des organismes internationaux de réglementation nucléaire et de soutien technique autorisés
- RSP-645.1, Modélisation statistique des effets du vieillissement sur les taux de défaillance des composants de la tuyauterie
- RSP-637.1, Examen de l’applicabilité des recommandations de l’EPRI concernant un programme de gestion de la corrosion accélérée par l’écoulement à l’égard des réseaux de canalisation des centrales CANDU
- RSP-706.1, Probabilistic Assessments: Principles and Computational Methods
- RSP-590.1, Évaluation réglementaire des fuites qui s’écoulent par des fissures dans des composants de conduites
- RSP-586.2, Document technique de l’AIEA sur les critères de sûreté du combustible des réacteurs à eau lourde sous pression
- RSP-567.1, Examen et normalisation des procédures d’essai visant l’alliage de Zr-2,5Nb irradié utilisé pour les tubes de force
- RSP-523.1, Enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes
- RSP-444.2 – Développement d’outils analytiques pour l’analyse de la structure du sol
- RSP-0306 – Examen par une tierce partie du code de mécanique probabiliste de la rupture PRAISE-CANDU
- RSP-0305 – Charges exercées sur les tubes des générateurs de vapeur en cas de rupture de la conduite de vapeur principale
- RSP-0295 - Étude de la possibilité de fissuration par fatigue et du débit de fuite des faisceaux de tubes en U soumis à des vibrations sous écoulement et du débit des fuites potentielles
- RSP-0294 – Évaluation des taux de fuite des tubes de générateur de vapeur
- RSP-0286 – Effets de l'irradiation sur les propriétés du métal de base et des soudures en acier inoxydable de catégorie 304L
- RSP-0284 – Gestion du vieillissement des câbles dans les centrales nucléaires
- RSP-0275 – Projet d'échange de données sur la défaillance des conduites (OPDE) de l'OCDER
- RSP-0268 – Charges sur les tubes de générateur de vapeur pendant la rupture de la conduite de vapeur principale O. Hamouda et D. S. Weaver, Université McMaster
- RSP-0253 – Examen des lignes directrices sur l’aptitude au service des tubes des générateurs de vapeur S. Majumdar
- RSP-0252 – Évaluation probabiliste du taux de fuite par les tubes des générateurs de vapeur S.T. Revankar et B. Wolf, Université Purdue
- RSP-0251 – Effets des incertitudes d’inspection sur l’évaluation opérationnelle de la fiabilité des tubes des générateurs de vapeur M. Pandey, Université de Waterloo
- RSP-0250 – Orientations futures pour l’utilisation du concept de fuites avant rupture dans le cadre des évaluations réglementaires G. Wilkowski, Engineering Mechanics Corporation of Columbus
- RSP-0249 – AEN-OCDE : Échange de données sur la défaillance des conduites J. Riznic, CCSN
- RSP-0245 – Élaboration d’une approche intégrée pour la mise en œuvre d’une méthode de la qualité acquise, Jean Couillard
- RSP-0244 – Charges sur les tubes de générateur de vapeur pendant la rupture de la conduite de vapeur principale : Phase 1, David S. Weaver, Université McMaster
- RSP-0236 – Analyse de la fréquence de défaillance des conduites à l’aide de données de l’AEN-OCDE, Université de Waterloo
- RSP-0232 – Application de la méthode de qualité acquise à l’évaluation probabiliste des taux de fuite dans le cadre du Projet des tubes des générateurs de vapeur, M. Jean Couillard
- RSP-0228 – Projet de l’OCDE sur l’échange de données sur la défaillance des conduites : Résultats et constatations (phase 1), Rapport du personnel de la CCSN
- RSP-0226 – Projet de création de listes de vérification des inspections de catégorie II, Expertise Omega Inc.
- RSP-0224 – Examen d’une nouvelle procédure d’évaluation et d’élimination des défauts de corrosion caverneuse dans les tubes de force, CERCL Ltd.
- RSP-0217 Investigation into the Role of Pipe Breaks in the Licensing of CANDU Reactors with Positive Void Reactivity Feedback and the Credible Application of Early Detection (Leak-before-Break), B.Jarman
- RSP-0212 Technical Support for Implementation of IAEA Periodic Safety Review in Support of Life Extension of NPPs, Pachner Associates
- RSP-0198 Development of Regulatory Guidelines on the Effectiveness of NPP Ageing Management Programs, Pachner Associates
- RSP-0197 Assessment of LBB Applicability to CANDU Primary Heat Transport Piping, B. Jarman
- RSP-0196: A Report on Performance Demonstration of NDR Techniques, Nuclear Safety Solutions Inc.
- RSP-0190 Independent Review of Current Status of Leak-before-Break Assessment at Darlington NGS, B. Jarman
- RSP-0169 – Examen de l’évaluation de l’état des générateurs de vapeur et des préchauffeurs de Bruce-A et plan de gestion du cycle de vie pour le projet de recherche; évaluation de l’état et gestion du cycle de vie des générateurs de vapeur vieillissants
- RSP-0147 – Examen des lignes directrices relatives à l'aptitude au service des générateurs de vapeur et plan de gestion du cycle de vie à Darlington
Documents et résumés techniques
- Étude de l’incidence de certains paramètres clés dans la modélisation de l’écoulement des eaux souterraines et du transport des solutés pour les projets de déclassement in situ
- Projet de la base de données du CODAP : 20 ans de collaboration internationale sur l’expérience opérationnelle et la dégradation des matériaux des composants passifs
- Approches de modélisation probabiliste pour l’estimation du taux de croissance des défauts dans un système à composants multiples
- Progrès sur le plan des approches probabilistes applicables aux composants et aux systèmes CANDU au Canada
- Analyse par éléments finis (AEF) simplifiée de l’impact des missiles sur les structures en béton armé dotées d’équipement fixé
- Perspective de l’organisme de réglementation sur les pratiques canadiennes à l’égard de l’utilisation de méthodes indirectes de qualification sismique et sur leur évolution
- De NURETH-2013 à NURETH-2019 : Résumé non critique et brève contribution à l’historique de la thermohydraulique des réacteurs nucléaires
- Atténuation du retrait d’un béton à ultra hautes performances soumis à différentes conditions de malaxage et de cure
- Impact des températures de malaxage et de cure sur les propriétés du BFUP aux états frais et durci
- Applicabilité d’une technique de sous-modélisation à l’analyse dynamique des structures en béton dotées d’équipement fixé sous l’impact d’un missile
- Proposition de nouvelles dispositions relatives à la conception pour les charges d’impact et d’impulsion pour l’ACI 349 et l’ACI 359/l’ASME, section III, division 2
- Constatations récentes tirées du Projet de base de données internationale sur les défaillances de cause commune (ICDE)
- Utilisation des renseignements sur les risques à l’appui de l’inspection des centrales nucléaires au Canada
- Proposition visant à incorporer les cas de charges de dimensionnement additionnel et les critères d’acceptation correspondants dans le code de l’ASME
- Thermohydraulique de l’éjection à haute pression de combustible en fusion
- Effets d’Adjuvants Réducteurs de Retrait et de Conditions de Malaxage et de Cure sur le Retrait d’un Béton Fibré à Ultra Hautes Performances
- Impact des températures de malaxage et de cure sur les propriétés du BFUP aux états frais et durci
- Effets de la courbure et de la taille des éprouvettes de traction compactes de tubes de force CANDU sur la ténacité à la formation de fissures
- Forum des organisations d’appui technique et scientifique : Appuyer le renforcement des capacités techniques et scientifiques chez les États membres
- Applications de la mécanique probabiliste des fractures aux tubes de force
- Analyse par éléments finis de murs affectés par une réaction silico alcaline soumis à des charges sismiques cycliques simulées
- Perspective réglementaire sur les exigences en matière d’aptitude fonctionnelle relativement au contact entre les tubes de forces et les tubes de calandre des réacteurs CANDU
- Considérations d’ordre réglementaire pour l’adoption de méthodes probabilistes concernant l’évaluation du vieillissement des composants sous pression
- Cadre d’examen proposé pour la conception de composants sous pression dans les petits réacteurs modulaires (PRM)
- Analyse des éléments finis de murs alcali-réactifs soumis à des charges axiales et cycliques latérales constantes
- Aperçu des exigences de classification dans les normes et les codes canadiens applicables aux centrales nucléaires
- Incidence des distributions anormales des paramètres d’entrée et de la région d’échantillonnage sur les résultats de la méthode de Monte Carlo
- Perspective réglementaire à l’égard des exigences relatives à l’aptitude fonctionnelle en cas de contact entre le tube de force et le tube de calandre dans les réacteurs CANDU
- Générateurs de vapeur – De Héron d’Alexandrie aux centrales nucléaires : un bref examen de l’histoire et des ouvrages
- Évaluation de l’écoulement critique sous-refroidi dans des fissures de canalisations à parois minces et épaisses à l’aide de TRACE et de RELAP5
- Applications de la mécanique probabiliste des fractures aux tubes de force ayant des défectuosités
- Perspectives réglementaires sur l'évaluation et la surveillance de la condition des composants majeurs d'un réacteur qui en assurent la sûreté à long terme
- Perspective réglementaire à l'égard des évaluations de l'aptitude fonctionnelle des composants des enveloppes sous pression des réacteurs CANDU
- Le problème avec les contenants blindés – Manutention des radio-isotopes à l’extérieur d’une enceinte de confinement
- Facteurs à considérer dans l’utilisation des études probabilistes pour la prise de décisions d’ordre réglementaire relativement au vieillissement des composants sous pression
- Recherche de la CCSN sur les structures soumises à des charges d’impact et d’impulsion
- Analyse comparative de l’ASCET de l’OCDE/AEN/CSIN, phase II : Résumé, conclusions et recommandations
- Critères de sûreté du combustible nucléaire des réacteurs CANDU : Le point de vue de la CCSN
- Gestion de l’intégrité structurale des composants clés pour l’exploitation à long terme des centrales nucléaires – Perspectives réglementaires du personnel
- Perspectives réglementaires pour la définition des critères d'acceptation probabilistes pour les tubes de force CANDU
- Perspectives de réglementation canadienne sur la mécanique de fissuration probabiliste
- Réacteurs CANDU : Exploitation à long terme et remise à neuf – Perspective de la CCSN
- Exigences de fiabilité et utilisation d'applications à risque pour les programmes de fiabilité dans les centrales nucléaires canadiennes
- État de préparation des centrales nucléaires canadiennes en vue de l’exploitation à long terme
- Modélisation réaliste d'absence de corrélation (incohérence) et l'effet 3D des ondes sismiques inclinées en tenant en compte des ondes de volume et de surface
- Mouvements sismiques synthétiques du sol à distance rapprochée avec SYNACC
- Surveillance réglementaire – Approche liée à la prolongation de la durée de vie des réacteurs de recherche nucléaire
- Évolution des exigences de fiabilité des centrales nucléaires canadiennes dans un environnement tenant compte du risque
- Lignes directrices en matière de réglementation du programme de surveillance des matériaux pour les tubes de générateur de vapeur extraits des réacteurs CANDU canadiens
- Approche canadienne de réglementation de la gestion de cycle de vie des générateurs de vapeur
- Évaluation des incidences du vieillissement sur le rendement des systèmes spéciaux de sûreté et de sécurité des centrales CANDU: perspective de l'analyse de sûreté
- Évaluation réglementaire des examens intégrés de la sûreté pour la réfection des centrales nucléaires
- Effet des conditions environnementales et de l'état des matériaux sur la fissuration par corrosion sous contrainte (FCC) des aciers ordinaires dans une eau à température élevée
- Redistribution des contraintes attribuables au fluage et à la relaxation autour d'une entaille soumise à une tension – Mesures et modélisation
- Dernières nouvelles sur la surveillance réglementaire canadienne de la gestion du vieillissement des centrales nucléaires
- Perspectives réglementaires concernant la détérioration des conduites d'alimentation des réacteurs CANDU attribuable à la corrosion accélérée par l'érosion (CAE) et à la fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte (FICC)
- Modèle aléatoire pour l'analyse de la fréquence de défaillance des conduites à l'aide des données du Projet d'échange de données sur les ruptures de tuyauterie (OPDE)
- Modèle de propagation des fissures pour l'évaluation probabiliste des stratégies d'inspection des tubes des générateurs de vapeur
- Évaluation de la taille des fissures dans les tubes des générateurs de vapeur et modèles pour le taux de fuite
- Application du concept de fuite avant rupture aux conduites d'alimentation des réacteurs CANDU en cas de fissuration induite par l'utilisation en service
- Activités de l'OCDE/AEN concernant l'intégrité et le vieillissement des composants et structures
Publications
Études sur la santé
Vidéos
- Améliorations aux centrales nucléaires après Fukushima
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires
- Comprendre les centrales nucléaires : panne d'électricité complète dans une centrale nucléaire
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 1ere partie : Introduction
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 2e partie : Contrôle du réacteur
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 3e partie : Refroidissement du combustible
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 4e partie : Confinement du rayonnement
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 5e partie : l'organisme de réglementation nucléaire
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