Conduite de l'exploitation
Le domaine de sûreté et de réglementation (DSR) Conduite de l’exploitation inclut un examen global de la réalisation des activités autorisées et des activités qui assurent un rendement efficace.
Conformément à leurs permis d’exploitation, les titulaires de permis doivent mettre en œuvre et gérer un programme d’exploitation, qui comprend un ensemble de limites d’exploitation. De plus, ces limites devront être établies conformément aux hypothèses et aux objectifs de conception et comme il est documenté dans les analyses de la sûreté applicables. Le titulaire de permis exercera ses activités dans les limites d’exploitation précisées. Les titulaires de permis sont également responsables de l’exploitation, de l’entretien et de la modification des systèmes de manière à optimiser la sûreté nucléaire et à maintenir le risque pour le public à un niveau bas et qui est acceptable.
Dans cette catégorie, vous trouverez de l’information technique et issue de recherches sur l’exploitation sécuritaire, la gestion des accidents graves et le rétablissement, le rendement de la gestion des arrêts et la réalisation d’activités autorisées.
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-658.1, Exposé technique du laboratoire national d’Oak Ridge : Survol de la conception et expérience de l’exploitation du réacteur expérimental à sels fondus et des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium
- RSP-645.1, Modélisation statistique des effets du vieillissement sur les taux de défaillance des composants de la tuyauterie
- RSP-586.2, Document technique de l’AIEA sur les critères de sûreté du combustible des réacteurs à eau lourde sous pression
- RSP-0136 – Étude sur les répercussions potentielles de l'adoption d'exigences d'autorisation en cas de défaillance unique/d'accident grave, R.A. Brown, R.A. Brown and Associates Ltd.
Documents et résumés techniques
- Perspective de l’organisme de réglementation du Canada sur la gestion des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU : Rétention dans la cuve
- Forum des organisations d’appui technique et scientifique : Appuyer le renforcement des capacités techniques et scientifiques chez les États membres
- Attentes de la CCSN à l’égard de la sécurité de l’équipement réglementé contenant des sources radioactives, en particulier les appareils de curiethérapie à haut débit de dose (HDD)
- Prévention et atténuation des accidents graves dans les réacteurs à eau lourde sous pression
- Expérience de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence au Canada
- Le processus de hiérarchie analytique dans les évaluations globales
- Utilisation de la table d’identification et de classement de phénomènes (TICP) lors de l’évaluation de phénomènes liés aux termes sources
- Gestion de l`hydrogène : Recherche et développement visant l`atténuation des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU au Canada
- Examen par la CCSN de la capacité de l’industrie de modéliser un accident grave dans une centrale à plusieurs tranches
- Gérer les accidents graves à l´aide des conditions d´extension du dimensionnement et de la gestion des accidents graves
- Rôles de la simulation analytique dans la validation des LDGAG
- Conséquences des stratégies d´atténuation des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU
- Cadre de réglementation canadien visant les accidents graves
- Questions concernant les compétences et la formation pour s’assurer de la résilience organisationnelle lors de la gestion d’un accident grave
- Stratégies relatives aux accidents graves et examen et validation des lignes directrices associées aux centrales nucléaires canadiennes
- Outils techniques du Centre des mesures d’urgence (CMU) de la CCSN pour l’évaluation et le pronostic des accidents
- Outil d’évaluation de l’hydrogène du Centre des mesures d’urgence
- Fiche de rendement des accélérateurs servant à la production d’isotopes
- Approche canadienne de la défense en profondeur, des conditions additionnelles de dimensionnement et de la gestion des accidents graves
- Critères de sûreté du combustible nucléaire des réacteurs CANDU : Le point de vue de la CCSN
- Vue d’ensemble des pratiques et des exigences réglementaires du Canada à l’égard de la conception du cœur d’un réacteur nucléaire
- Tritium – Réaction concurrentielle dans la production de F-18 avec des cyclotrons – Répercussions de nature réglementaire
- Application de la méthode de Bayes pour évaluer le seuil de déclenchement de protection contre la surpuissance locale (PSL)/protection contre la surpuissance neutronique (PSN)
- Cadre intégré de propagation des sources d’incertitude dans les sections efficaces des noyaux en présence de simulations des paramètres physiques du réacteur CANDU à l’état stable et transitoire
- Facteurs réglementaires concernant les articles à long délai de livraison pour les installations dotées de réacteurs nucléaires
- Principe de défaillance fonctionnelle et marges de sûreté probabilistes : Obstacles à leur application à l’évaluation des systèmes de mise à l’arrêt
- Défis liés aux facteurs humains dans la réglementation des petits réacteurs modulaires
- Préparer les travailleurs à faire face à l’imprévu
- Progression d'accident grave sans intervention de l'opérateur
- Recherche et développement sur la sûreté des CANDU au Canada : Progrès acomplis et défis à relever
- Évaluation des mesures d’atténuation des accidents graves au moyen de la simulation
- Améliorations aux sources froides des CANDU à la suite de l'accident de Fukushima Daiichi – « Perspective de l'organisme de réglementation »
- Test et qualification de la fiabilité de procédures statistiques
- Une approche stylisée de l’évaluation de la variation progressive de la probabilité de défaillance fonctionnelle du déclenchement de la mise à l’arrêt par le système ROP/NOP du réacteur CANDU dans des conditions de vieillissement
- Une approche stochastique-déterministe pour l'évaluation de l'incertitude touchant l'enthalpie maximale prévue des grappes de combustible pendant un APRPGB postulé dans un réacteur CANDU
- Prévision numérique de la déformation des tubes de transfert thermique et des tubes de force/de calandre durant un essai d’ébullition avec contact
- 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
- IRIS – 2012 Benchmark, Part I
- IRIS – 2012 Benchmark, Part II
- Élaboration d’un modèle d’EPS générique simplifiée pour les applications réglementaires
- Couplage des codes DONJON et CATHENA à l'aide d'un script Bash pour étudier le temps de rupture des CER
- Participation canadienne à l’analyse comparative des grappes de barres AEN/OCDE-KAERI pour les programmes DNF
- Défis relatifs aux attentes réglementaires des EPS des nouvelles centrales nucléaires du Canada
- Surveillance réglementaire – Approche liée à la prolongation de la durée de vie des réacteurs de recherche nucléaire
- IRIS 2010 – Partie III : Simulations numériques de l’essai Meppen II-4 et des essais de perforation VTT-IRSN-CCSN
- Principes de sûreté fondamentaux s'appliquant aux réacteurs futurs et rôle d'un programme de démonstration de la technologie
- Approche de la CCSN pour l'examen de la conception thermohydraulique du coeur d'un réacteur pour les nouvelles centrales nucléaires
- Évaluation réglementaire des examens intégrés de la sûreté pour la réfection des centrales nucléaires
- Analyse de la sûreté : son rôle et les tendances actuelles
- Programme de la CCSN pour la surveillance du rendement du combustible
- 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
Études sur la santé
Publications
- Rapport de surveillance réglementaire des mines et usines de concentration d'uranium et des sites historiques et déclassés au Canada : 2015
- Rapport du Groupe de travail de la CCSN sur Fukushima
- Plan d'action intégré de la CCSN sur les leçons tirées de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi
Vidéos
- Améliorations aux centrales nucléaires après Fukushima
- Comprendre les centrales nucléaires : panne d'électricité complète dans une centrale nucléaire
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires - 1ère partie : Introduction
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires - 2e partie : Contrôle du réacteur
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