Conception matérielle
Le DSR Conception matérielle englobe les activités comme la conception, la fabrication, l'installation, la modification, la réparation, le remplacement, l'examen et la mise à l'essai des structures, des systèmes et des composants (SSC) dans les centrales nucléaires. Le personnel de la CCSN examine la conception matérielle des SSC et toute modification de la conception afin de vérifier si la conception est conforme aux codes, aux normes et aux règlements applicables.
Ce DSR comprend la mise en œuvre et la tenue à jour d'un programme de conception exhaustif par le titulaire du permis de chaque centrale nucléaire. Le programme de conception comprend des sous-programmes sur les enveloppes de pression, les structures civiles, les systèmes de sûreté, le combustible, le cœur du réacteur, les systèmes d'alimentation électrique, ainsi que les systèmes d'instrumentation et de contrôle pour que les SSC importants pour la sûreté et la sécurité, ainsi que les modifications qui leur sont apportés, continuent de respecter leur dimensionnement, en tenant compte des nouveaux renseignements produits au fil du temps et des changements dans le milieu extérieur.
Le programme de conception comprend aussi des sous-programmes sur la qualification environnementale (QE) et la qualification sismique (QS). Le programme de QE veille à ce que l'équipement nécessaire dans une centrale nucléaire puisse remplir ses fonctions de sûreté s'il est exposé à des conditions environnementales difficiles résultant d'accidents de dimensionnement. Le programme de QS veille à ce que des SSC résistant aux séismes soient conçus, installés et entretenus pour qu'ils remplissent leurs fonctions de sûreté pendant et après un séisme.
Dans cette catégorie, vous trouverez de l'information technique et issue de recherches à l'appui des décisions réglementaires relatives aux activités de conception matérielle. Cette information porte sur l'intégrité structurelle des SSC, la robustesse du confinement, l'approche en matière de protection-incendie, la conception et la qualification parasismiques, la conception de la sûreté des réacteurs CANDU, la conception du combustible, la conception du cœur, l'analyse des défaillances, l'instrumentation et le contrôle, la qualification environnementale, et ainsi de suite.
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-726.1, Séminaire technique sur les réacteurs à haute température refroidis au gaz
- RSP-762.1, Examen du cadre de réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire sur l’état de préparation visant à réglementer les technologies de fusion
- RSP-730.1, Séminaire technique sur les réacteurs à haute température refroidi au gaz
- RSP-715.1, Déterminer les limites de la section III, division 5 du code de l’ASME pour les concepts de PRM de pointe
- RSP-658.2, Aperçu de l’état de la recherche visant à caractériser les propriétés des sels de NaF-KF-UF4/ZRF4 ainsi que du chlorure de sodium et des sels trichlorés des actinides
- 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-613.2, Production de gaz par les déchets organiques sur une période de sept ans : incidence sur la gestion des déchets de faible et de moyenne activité
- RSP-611.1, Essai de souffle en plein air sur des dalles de béton adhérentes précontraintes
- RSP-586.2, Document technique de l’AIEA sur les critères de sûreté du combustible des réacteurs à eau lourde sous pression
- RSP-557.1, Examen des exigences réglementaires et des lignes directrices liées au critère de défaillance unique
- RSP-521.1, Élaboration et mise à l'épreuve d'exigences réglementaires relatives aux structures en béton renforcé de plaques d'acier
- RSP-444.3, L’effet du comportement non linéaire du sol sur la réponse sismique des systèmes sol-structure
- RSP-444.2, Développement d'outils analytiques pour l'analyse de la structure du sol
- RSP-0302 – Interfaçage de la description sismologique des mouvements terrestres importants avec l'analyse technique de l'interaction sol-structure pour les centrales nucléaires
- RSP-0299 – Étude de la conception des nouveaux petits réacteurs et des exigences réglementaires connexes
- RSP-0273 – Comparaison entre les exigences canadiennes de conception des nouvelles centrales nucléaires et celles d'organismes de réglementation étrangers
- RSP-0272 – Groupe CSA/ASME, Comparaison des codes pour les cuves, les raccords et les valves de catégorie 1
- RSP-0269 – Comportement d'un grand radier de fondation reposant sur un milieu en couches sollicité par des vagues incidentes non verticales M. D. Trifunac, Structural and Earthquake Engineering Consultants
- RSP-0267 – Évaluation des données sismiques et de l'interaction sol-structure pour de grandes fondations enfouies profondément B. Jeremic, S. Kunnath, N. Abrahamson et T. Ancheta, Davis California
- RSP-0264 – Modélisation non linéaire et analyse de l'impact structurel L. Schwer, Schwer Engineering & Consulting Services
- RSP-0255 – Examen indépendant des guides d'examen pour le personnel liés aux aspects techniques des mesures de protection contre les actes malveillants, les dangers sismiques, les dangers externes non sismiques et les dangers internes R. P. Kennedy, Structural Mechanics Consulting
- RSP-0254 – Fonctions de charge due à un écrasement d'aéronef J. Arros, MMI Engineering Inc.
- RSP-0239 – Examen des pratiques et des connaissances actuelles sur la conception axée sur le rendement en ce qui a trait au secteur nucléaire
- RSP-0234 – Conception neutronique du cœur d'un réacteur CANDU : Exigences et normes de conception
- RSP-0223 – Fondement de l'élaboration d'exigences liées aux permis de préparation de l'emplacement de nouvelles installations nucléaires au Canada
- RSP-0218 – Guidance on Meeting Regulatory Expectations for the Engineering Safety Aspects of Protection from Malevolent Events, ASMIS Consulting Inc.
- RSP-0189 – Review of ACR-LBD-001, Licensing Basis Document for New Nuclear Power Plants in Canada, J.W. Beare
- RSP-0184C – Examen de la démarche d'autorisation d'un réacteur CANDU avancé
- RSP-0157 – Élaboration de normes réglementaires pour les réacteurs de puissance – Phase 1 Mr. T. Jamieson, Science Applications International Corporation (SAIC Canada)
- RSP-0145 – Étude sur les systèmes d'information géographique utilisés comme outils institutionnels pour la CCSN
- RSP-0134 – Établissement d'un processus visant à déterminer la pertinence de la conception des installations de traitement de l'uranium, I.L. Herbert, Eutech
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
- Critères et objectifs de rendement pour l’inspection annuelle de l’état de la centrale nucléaire
- 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
- Nebojsa Orbovic : un passionné de la sécurité nucléaire
- Atténuation du retrait d’un béton à ultra hautes performances soumis à différentes conditions de malaxage et de cure
- 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
- Proposition visant à incorporer les cas de charges de dimensionnement additionnel et les critères d’acceptation correspondants dans le code de l’ASME
- Considérations liées à la défense en profondeur pour l’élaboration de caractéristiques de sûreté inhérentes et de systèmes de sûreté passifs dans les conceptions de technologies de réacteurs avancés
- 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
- Avancées récentes dans l’assurance de la sûreté sismique des centrales nucléaires post-Fukushima : Une perspective canadienne
- Projet ASCET du CSIN de l’AEN de l’OCDE sur les simulations numériques de réactions silico-alcalines des murs de contreventement
- Incidence de la « descente » complète du ressort d’un support suspendu sur la soudure de la tuyère du générateur de vapeur
- Analyse par éléments finis de structures de béton armé sous l’impact d’un missile au moyen d’une technique de sous modélisation
- Vieillissement des batteries : Dégradations des batteries dans les systèmes d’alimentation électrique de sûreté des centrales nucléaires
- Évaluation de la cybersécurité des conceptions de petits réacteurs modulaires
- Forum des organisations d’appui technique et scientifique : Appuyer le renforcement des capacités techniques et scientifiques chez les États membres
- Recours au processus de détermination de la qualité commerciale pour l’équipement installé de qualité commerciale destiné à une application liée à la sûreté
- 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)
- Incidence sur la sûreté du dépassement des limites de charge de travail nominales des voûtes de linac
- Défis relatifs à l’autorisation des réacteurs nucléaires avancés au Canada
- Analyse par éléments finis de murs affectés par une réaction silico alcaline soumis à des charges sismiques cycliques simulées
- Objectifs de sûreté proposés pour le combustible CANDU dans les conditions additionnelles de dimensionnement
- 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
- Gérer les accidents graves à l´aide des conditions d´extension du dimensionnement et de la gestion des accidents graves
- Incidence des systèmes de confinement et de l`atténuation (rapide) sur le rejet de produits de fission
- Points de vue sur la tolérance aux accidents dans l’évolution de la conception du combustible CANDU
- Aborder les défis liés à l’application des exigences concernant la sûreté de la conception des centrales nucléaires à des petits ou moyens réacteurs dans les examens de la conception des fournisseurs préalables à l’autorisation au Canada
- 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
- Le problème avec les contenants blindés – Manutention des radio-isotopes à l'extérieur d'une enceinte de confinement
- Surveillance réglementaire des nouvelles technologies d'accélérateur
- 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
- Vue d'ensemble du fondement réglementaire et historique pour l'établissement de la taille de la zone d'exclusion au Canada
- Programme de qualification environnementale aux centrales nucléaires canadiennes – Rapport de situation du point de vue de l'organisme de réglementation
- Rôle de l'organisme de réglementation dans la recherche et le développement – État de la réglementation et de la recherche sur la chimie dans l'industrie nucléaire canadienne
- 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
- CCSN – Piscine de stockage du combustible irradié – Accident de perte de réfrigérant primaire majeur – Travaux
- Examen réglementaire de l'analyse thermohydraulique du combustible des réacteurs CANDU et des problèmes connexes
- Mesure des spectres d'énergie neutronique dans différentes installations autorisées à l'aide du spectromètre à compteur de neutrons enveloppé
- Le technétium 99m : Des réacteurs aux accélérateurs – Aspects concernant la réglementation et la sûreté
- Au-delà de la méthode de Kersey modifiée
- Exigences relatives aux programmes de qualification environnementale pour l'exploitation à long terme des centrales nucléaires canadiennes
- Principe de défaillance fonctionnelle et marges de sûreté probabilistes : Obstacles à leur application à l'évaluation des systèmes de mise à l'arrêt
- Perspective réglementaire canadienne sur la conception thermohydraulique du combustible des réacteurs CANDU
- Tenir compte des leçons tirées de la conception de l'IC numériques dans les exigences en matière de conception neutres sur le plan technologique
- Application d'une méthode graduée aux normes de sûreté des réacteurs de recherche et des assemblages sous-critiques
- Utilisation d'une méthode graduée dans la réglementation des réacteurs de recherche à la Commission canadienne de sûreté nucléaire
- Défis liés aux facteurs humains dans la réglementation des petits réacteurs modulaires
- Présentation sur la norme CSA N290.12 – Facteurs humains dans la conception des centrales nucléaires
- Faits saillants des normes, des règlements et de l'orientation sur la sûreté-criticité nucléaire au Canada
- Facteurs réglementaires concernant les articles à long délai de livraison pour les installations dotées de réacteurs nucléaires
- Approche actuelle en matière de réglementation pour la protection-incendie aux installations nucléaires du Canada
- Systèmes d'alimentation électrique de secours des centrales nucléaires du Canada, y compris les sources d'alimentation en courant alternatif portables
- Équipement d'atténuation d'urgence – mesures prises après l'accident de Fukushima relatives aux sources d'alimentation en c.a. portables dans les centrales nucléaires au Canada
- Améliorations aux sources froides des CANDU à la suite de l'accident de Fukushima Daiichi – « Perspective de l'organisme de réglementation »
- Établir et mettre de l'avant les applications électroniques de comptabilisation des matières nucléaires : Une perspective canadienne
- Examen réglementaire du programme de modification du combustible CANDU au Canada
- Conception de la sûreté pour les réacteurs CANDU
- 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 – Partie I et II
- IRIS - 2012 Benchmark, Parts I and II
- Effet du renforcement transversal des dalles de béton armé sous l'impact d'un missile
- Essais pour évaluer l'effet du renforcement transversal sur la résistance à la perforation des dalles en béton armé sous l'impact d'un missile dur
- 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
- Pourquoi il est essentiel d'intégrer une infrastructure nationale de réglementation efficace au système de radioprotection d'un pays
- État de préparation pour la réglementation des PRM au Canada
- Calculs 3D quasi hétérogènes d'ordonnées discrètes pour le CANDU au moyen d'Attila
- Amplification de l'entrée sismique due aux effets 1D, 2D et 3D, et leur impact sur les structures de centrale nucléaire
- Essais portant sur des dalles de béton soumises à l'impact de projectiles pour évaluer l'influence du renforcement transversal et des précontraintes sur la capacité de perforation
- Projection des attentes en matière de réglementation pour les conceptions avancées de réacteur
- Approche de la CCSN pour l'examen de la conception thermohydraulique du coeur d'un réacteur pour les nouvelles centrales nucléaires
- Calculs Hétérogènes 3-D des effets de transport dans les réacteurs, au moyen d'ATTILA
- 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
- Garanties intégrées à la conception : l'expérience canadienne
- Essais sur des dalles en béton armé et en béton précontraint avec des aciers transversaux sous l'impact de missile dur
- Dernières nouvelles sur la surveillance réglementaire canadienne de la gestion du vieillissement des centrales nucléaires
- Enquête sur les différences entre les simulations d'analyse de l'intégrité structurale en cas de coups de bélier et résultats des tests de vibration
- Approche utilisée par la CCSN pour l'examen de la conception des systèmes de combustible des nouvelles centrales nucléaires
- Approche de réglementation pour l'évaluation des programmes de protection contre les incendies aux centrales nucléaires canadiennes
Publications
Études sur la santé
- Glossaire sur le nucléaire et le rayonnement
- Évaluation des installations de manipulation du tritium
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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