Nouveaux projets – Recommandations pour les exercices 2011–2014

Inventaire des technologies nouvelles au Canada

But : En vue de répondre aux besoins futurs, la CCSN doit déterminer et comprendre les technologies novatrices émergentes qui pourraient être utilisées dans le secteur du nucléaire et des garanties.

Portée : Ce projet consisterait à enquêter auprès des représentants canadiens du milieu universitaire, de l'industrie et, éventuellement, des ministères gouvernementaux afin de déterminer quelles seraient les technologies nouvelles potentielles à adopter pour le cycle du combustible nucléaire. Malheureusement, on n'en connaît actuellement qu'un très petit nombre. Ces travaux permettront l'établissement d'une base de données des institutions ayant élaboré de telles technologies ou étant en voie de le faire, et ce, à l'échelle du pays. La première phase du projet consistera à préparer un plan pour repérer ces données et générer une base de données de la meilleure façon possible. Les deux phases suivantes porteront sur l'exécution du plan élaboré : elles seront réalisées dans deux parties différentes du Canada.

Gestion de la qualité – Évaluation d'inspection

But : Le cours en ligne sur la gestion de la qualité est obligatoire pour tous les nouveaux membres du personnel de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), ainsi que pour le personnel ayant plus d'ancienneté. La formation comptera une introduction complète sur le Système de gestion de la qualité (SGQ) et répondra aux questions posées fréquemment sur la façon dont le SGQ influe sur les employés et sur leur travail. Cela permettra au personnel de l'AIEA d'améliorer l'exécution de ses tâches au moment de valider et de vérifier les déclarations des États. L'avantage direct pour le Canada tient du fait que le système réduira éventuellement le temps requis par les inspecteurs pour tirer une conclusion sur le cycle du combustible nucléaire du Canada. La partie du cours portant sur la gestion des connaissances est actuellement utilisée par les superviseurs pour appuyer la préservation du savoir lorsque des membres du personnel quittent leur emploi.

Portée : Continuer le travail en fournissant du soutien par la saisie vidéo du personnel actuel et ancien de l'AIEA et offrir des conseils sur la trousse de formation.

Programme de l'OCDE sur l'expérience opérationnelle, la dégradation et le vieillissement des composants

But : Poursuivre la participation du personnel de la CCSN au projet international de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) et de l'Agence pour l'énergie nucléaire (AEN) appelé Programme de l'OCDE sur l'expérience opérationnelle, la dégradation et le vieillissement des composants, ou CODAP. Le projet CODAP doit établir une base de connaissances semblable à celle créée pour le Programme sur la fissuration par corrosion sous contrainte et le vieillissement des câbles (SCAP). Il permettra de recueillir des renseignements généraux sur les mécanismes de dégradation et les composants, comme la réglementation, les codes et les normes applicables, des bibliographies et des références, des programmes et des mesures proactives de recherche et développement, de l'information sur la cinétique et les principaux paramètres, modèles et seuils, les critères de l'aptitude fonctionnelle ainsi que de l'information sur l'atténuation, la surveillance, le diagnostic, la réparation et le remplacement. Le CODAP appuiera les pays participants dans l'élaboration et l'évaluation de programmes de gestion du vieillissement et soutiendra plusieurs sortes d'applications, dont celles pour l'analyse statistique.

Portée : La base de données du CODAP sera fondée sur la base de données existante du Projet d'échange de données sur la défaillance des conduites de l'OCDE, mise sur pied grâce à l'appui financier des 11 pays (dont le Canada), et sur la base de données du SCAP portant sur la fissuration par corrosion sous contrainte, qui a été définie à partir de l'expérience du projet d'échange de données sur la défaillance des conduites et selon l'information de recherche et de développement fournie par les pays membres (y compris le Canada) et financée grâce à une contribution volontaire du Japon à l'AEN.

Soutien des ressources en matière de normes pour l'Association canadienne de normalisation (CSA) 

But : Contribuer au financement du Programme de normes de sûreté nucléaire de l'Association canadienne de normalisation.

Portée : La CSA gèrera un programme et des activités destinés à faciliter le développement et l'entretien des normes pour les installations nucléaires, y compris les centrales nucléaires CANDU et les installations connexes. Plus particulièrement, la CSA visera la publication de normes grâce au processus d'élaboration de normes qu'elle autorise. Les activités peuvent comprendre la gestion de l'élaboration de normes, l'organisation et le parrainage de réunions de comité, la rédaction de comptes rendus, la préparation et la révision de projets de documents, l'obtention de l'approbation du document par le comité, grâce à un processus de bulletin de vote, de même que la publication du document final, le maintien du comité, les déplacements liés au programme et le soutien administratif. 

Analyse actualisée de l'Étude sur la cohorte des mineurs d'uranium de l'Ontario 

But : Obtenir des estimations rigoureusement scientifiques sur les risques de développer le cancer du poumon par suite de l'exposition à des produits de filiation du radon. Cette étude affinera notre compréhension des risques professionnels pour la santé liés à l'extraction d'uranium, ce qui est important pour permettre à la CCSN et à d'autres organismes de réglementation de préciser les normes et la réglementation liées à l'extraction d'uranium.

Portée : Mener une analyse statistique détaillée sur la cohorte des mineurs d'uranium de l'Ontario pour se pencher sur les objectifs de l'étude, tel qu'ils sont définis dans le protocole d'étude. Procéder à un examen détaillé, par les pairs, des versions préliminaire et définitive du rapport (trois examinateurs externes). Préparer un article qui sera publié dans une revue scientifique de grande qualité évaluée par les pairs.

Intégration des effets du vieillissement dans les études probabilistes de sûreté - phase 3

But : Établir une démarche réglementaire appropriée et acquérir de l'expertise pour traiter les effets du vieillissement dans l'évaluation probabiliste des risques, pour fournir à la CCSN un outil pertinent pour une prise de décisions qui tient compte des risques en matière de gestion du vieillissement.

Portée : Élaborer des modèles de fiabilité génériques en fonction du temps pour les mécanismes de dégradation, les sources de contraintes et les activités de gestion du vieillissement choisis.

Préparation de documents du Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR) sur les émetteurs internes (tritium et uranium) et les incertitudes (mineurs d'uranium d'hier et d'aujourd'hui)

But : Appuyer le Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants en fournissant de l'information scientifique objective sur les sources et les effets des rayonnements ionisants. Ces renseignements seront basés sur l'expérience et l'expertise canadiennes en matière de doses de rayonnement associées au tritium et à l'uranium, ainsi que sur les incertitudes des estimations de l'exposition aux produits de filiation du radon chez les travailleurs des mines d'uranium canadiens. 

Ces travaux permettront d'affiner la compréhension internationale des sources de tritium et d'uranium ainsi que leurs effets sur la santé. Ils permettront également d'affiner la compréhension internationale des améliorations et les incertitudes des estimations de l'exposition aux produits de filiation du radon et des effets indésirables sur la santé selon les mineurs d'uranium d'hier, d'aujourd'hui et de demain.

Portée : Aider le personnel de la CCSN à préparer les sections d'un document provisoire sur les sources de tritium et d'uranium et leurs effets sur la santé, en se basant sur la documentation, l'expérience et l'expertise canadiennes.

Aider le personnel de la CCSN à préparer une étude de cas à partir d'une étude de faisabilité épidémiologique portant sur les mineurs d'uranium contemporains concernant les incertitudes liées aux effets sur la santé et aux expositions dus à l'extraction d'uranium d'hier, d'aujourd'hui et de demain.

Transport de tritium dans les milieux terrestres 

But : Préciser pour le public les répercussions réglementaires des doses de tritium selon les modèles actuels de comportement du tritium dans l'environnement et dans la chaîne alimentaire humaine (comme la norme N288.1 de l'Association canadienne de normalisation utilisée à l'heure actuelle par les titulaires de permis).

Portée : Les travaux comprendront la recherche de collaboration avec diverses organisations possédant une expertise et des outils particuliers en matière de tritium en vue de réunir les ressources intellectuelles et de laboratoire. Des études de terrain seront réalisées sur des sites où l'on trouve des rejets de tritium en permanence, sous forme de tritium gazeux (HT) et d'eau tritiée (HTO), au Canada et à l'étranger. La portée des travaux sera définie au fil des discussions entre la CCSN et l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) de France. L'IRSN vient d'entamer une étude de quatre ans qui porte sur le comportement environnemental du tritium à l'usine de recyclage du combustible nucléaire de La Hague, en collaboration avec le Laboratoire de radioécologie de Cherbourg-Octeville. Des discussions initiales ont été entamées avec l'IRSN quant à la portée de cette collaboration, et il a été possible de s'entendre sur cinq sujets d'ordre général :

• les méthodes de mesure des formes chimiques du tritium dans l'air
• l'évolution des formes chimiques du tritium dans l'air (HT, HTO, etc.)
• les réservoirs de tritium dans les milieux secs et humides
• le taux de transfert du tritium de l'air à la chaîne alimentaire humaine
• la cinétique de la formation de tritium lié aux composés organiques

Participation au dossier de proposition d'activités du CSIN de l'OCDE

But : Participer à la ronde relative au dossier de proposition d'activités du CSIN (CAPS) de l'Organisation de coopération et de développement économique (OCDE) dans le but d'élaborer une étude systématique qui se penche sur les avantages et les inconvénients comparatifs des diverses techniques de post-tension dans les enceintes de réacteur (câbles adhérents ou non).

Portée : La première ronde est consacrée à la simulation numérique du comportement structural, de la capacité structurale et des modes de défaillances anticipés des enceintes de confinement postcontraints 1) par câbles adhérents ou 2) par câbles non adhérents, à l'aide de tout ce qui est disponible en matière de simulation structurale et de techniques, de méthodes et de logiciels connexes. Les résultats de la simulation numérique à la ronde feront l'objet d'une analyse comparative avec toutes les études disponibles sur le comportement final des câbles adhérents ou non adhérents pouvant être trouvées. Les principaux programmes d'essai à cet effet sont les ISP48, qui sont déjà réalisés, et la comparaison relative aux enceintes de béton sera effectuée pendant l'année en cours.

Les deuxième et troisième études à la ronde sont actuellement des solutions envisagées dans le cadre du projet CAPS de l'OCDE.

La deuxième ronde devrait être consacrée à l'étude de divers travaux d'exécution de la précontrainte par post-tension et du maintien des activités pour la totalité de la durée de vie prévue des enceintes de confinement 1) par câbles adhérents et 2) par câbles non adhérents. La troisième ronde doit être consacrée à l'étude de divers travaux de protection contre la corrosion et de surveillance de la durabilité du matériau des câbles pour la totalité de la durée de vie prévue des enceintes de confinement 1) par câbles adhérents et 2) par câbles non adhérents.

Élaboration d'outils d'analyse simplifiés pour l'analyse sous charge d'impact et d'impulsion de dalles de béton armé, de béton précontraint et de béton armé ferraillé

But : Élaborer une méthode d'analyse de remplacement qui appuiera notre position réglementaire en matière de réduction des incertitudes et d'amélioration du niveau de confiance envers les résultats d'analyse.

Portée : Mise au point d'un logiciel simplifié qui permettra de réaliser une analyse non linéaire de la charge d'impact et d'impulsion sur des dalles composites de béton armé ferraillé et précontraint. Les liens sans chemisage devraient comprendre des non linéarités des matériaux (lois constitutives, érosion des matériaux) et de la géométrie (déplacements importants, problèmes de contact). Le programme sera exécuté en trois phases étalées sur trois ans : 1) le béton armé, 2) le béton précontraint, avec ou sans chemisage et 3) les dalles de béton armé ferraillé.

Applicabilité du NUREG/CR-6850 aux centrales nucléaires canadiennes 

But : Déterminer l'applicabilité du rapport de la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis sur l'évaluation des risques d'incendie dans les centrales nucléaires, le NUREG/CR-6850, Fire Probabilistic Risk Assessment Methodology for Nuclear Power Facilities, à la conception des centrales nucléaires canadiennes et dans le contexte du régime de réglementation du Canada.

Portée : Examiner les différentes parties du rapport NUREG 6850/CR-6850 afin d'évaluer son applicabilité aux centrales nucléaires canadiennes. Déterminer les limites ou les éventuels domaines de préoccupation liés à son application (comme des parties de la méthode ou des données fondées sur l'expérience en exploitation de conceptions de centrales nucléaires non CANDU qui pourraient réduire le conservatisme ou la défense en profondeur), le cas échéant, et les modifications ou ajustements potentiels qui permettraient de mieux représenter l'expérience canadienne et le régime réglementaire du Canada.

Validité de la procédure d'exploitation relative à l'évaluation de la fiabilité de l'homme, en vue de réaliser une étude probabiliste de sûreté

But : Déterminer une approche réglementaire appropriée et acquérir une expertise dans le traitement des actions des opérateurs, lors d'événements complexes, abordées dans des études probabilistes de sûreté (EPS). Cette expertise spécifique est actuellement déficiente à la CCSN.

Portée :

Phase 1 – Effectuer une étude de cas où des procédures d'exploitation critiques sont utilisées pour atténuer l'interférence causée par une séquence spécifique d'EPS de niveau 1 et par la nécessité de valider les actions des opérateurs prévues dans les procédures.

Phase 2 – Effectuer une étude de cas où des procédures d'exploitation critiques sont utilisées pour atténuer l'interférence causée par une séquence spécifique d'EPS de niveau 2 et par la nécessité de valider les actions des opérateurs prévues dans les procédures.

Phase 3 – Effectuer une étude de cas où des procédures d'exploitation critiques sont utilisées pour atténuer l'interférence causée par une séquence spécifique d'EPS de niveaux 1 et 2 et par la nécessité de valider les actions des opérateurs prévues dans les procédures. La phase 3 est consacrée aux centrales à plusieurs tranches dont les tranches partagent des systèmes qui se trouvent dans la même installation.

Participation canadienne au projet d'échange de données internationales sur les causes communes (ICDE)

But : Accéder à la base de données internationale sur les causes communes de défaillance de l'Organisation de coopération et de développement économique (OCDE) et de l'Agence pour l'énergie nucléaire (AEN) et l'utiliser pour évaluer l'exactitude et l'exhaustivité de la modélisation par les titulaires de permis des événements de défaillances de cause commune lorsque les modèles de l'étude probabiliste de la sûreté ne sont pas disponibles. Ces évaluations génèrent des données qualitatives sur les causes profondes derrière les événements de défaillances de cause commune dans le but de prioriser et d'améliorer les inspections ainsi que de vérifier la pertinence des mesures correctives employées par les titulaires de permis pour prévenir de telles défaillances de cause commune.

Portée : Les travaux comportent la fourniture des données recueillies au Centre de données de l'ICDE (la collecte de données doit être effectuée dans le cadre de contrats de soutien distincts), qui évaluera leur qualité et vérifiera leur conformité aux directives de codage. La portée des travaux comprend également la participation aux réunions semestrielles du Comité directeur de l'ICDE, qui vise à déterminer les mesures de suivi à prendre pour gérer la base de données et sa diffusion aux titulaires de permis. Le Comité directeur prépare également des documents techniques relatifs à la collecte de données sur les composantes précises des campagnes. Il faut mentionner que l'accès à la banque de données est confidentiel et restreint aux participants du projet qui ont fourni des données au centre de données.

Collecte de données pour la participation du Canada au projet d'échange de données internationales sur les causes communes

But : Recueillir des données sur les causes communes de défaillance dans les établissements canadiens afin de remplir les obligations du Canada dans le cadre du projet d'échange de données internationales sur les causes communes (ICDE). Le fait de fournir des données sur des composantes précises permettra au Canada d'accéder à la base de données internationale. L'accès à la base de données de l'ICDE permettra à la CCSN d'évaluer la justesse et l'exhaustivité de la modélisation des titulaires de permis sur les événements à défaillances de causes communes (DCC) en situation d'indisponibilité et des modèles d'étude probabiliste de sûreté. Ces évaluations génèrent des renseignements qualitatifs sur les causes profondes des événements à DCC en vue de prioriser et d'améliorer les inspections, de même que de vérifier la pertinence des mesures correctives prises par les titulaires de permis pour prévenir ces DCC.

Portée : Recueillir des données sur les défaillances de composants précis (pompes centrifuges, vannes commandées par moteur, soupapes de sûreté, vannes de retenue, piles, commutateurs/disjoncteurs, détecteurs de niveau et échangeurs de chaleur), les analyser en vue de détecter les événements à DCC et préparer des documents en fonction des directives de codage propres au projet de l'ICDE. Les composants et les sites à partir desquels les données seront rassemblées, de même que la date de fin de la période d'observation seront précisés après la tenue de la réunion du Comité directeur de l'ICDE en avril 2011.

Interfaçage de la description sismologique des mouvements terrestres importants avec l'analyse technique de l'interaction sol-structure 

But : Élaborer une approche réglementaire liée à l'interaction sismique sol-structure.

Portée : Les difficultés associées aux procédures actuelles utilisées pour préciser les données sur lesquelles reposent les calculs de l'interaction sol-structure pour les centrales nucléaires sont les suivantes : 1) le sol est seulement excité par les vagues incidentes verticales, 2) la réponse du sol est analysée de façon linéaire ou essentiellement linéaire et 3) la modélisation et les méthodes d'analyse sont essentiellement à deux dimensions. Ces hypothèses mènent à des résultats qui représentent seulement un sous-ensemble de tous les résultats possibles et ce ne sont pas des résultats prudents. On peut remédier à la situation en fournissant les fonctions temporelles des six composantes du mouvement à tous les points de contact entre le milieu multicouches élastiques semi-infini et le modèle d'interaction sol-structure qui sont utilisés dans les calculs à éléments finis et à différences finies des interactions sol-structure.

Établissement des attentes en matière de préparation aux incendies pour les titulaires de permis du secteur médical 

But : Ce projet facilitera l'établissement des attentes réglementaires pour les titulaires de permis du secteur médical en matière de préparation aux incendies.

Portée : L'entrepreneur doit :

• examiner les normes applicables existantes (p. ex. la norme NFPA 801 de la National Fire Protection Association), la réglementation et les codes provinciaux et fédéraux (p. ex. le Code de prévention des incendies de l'Ontario) qui s'appliquent aux hôpitaux
• établir quelles sont les pratiques actuellement mises en place dans un groupe représentatif d'institutions pour résoudre la question de préparation aux incendies
• examiner les attentes réglementaires actuelles applicables aux titulaires de permis d'autres secteurs réglementés par la CCSN
• établir quelles sont les lacunes et les pratiques exemplaires

Évaluation des pratiques de gestion des résidus miniers au Canada 

But : Étudier systématiquement les pratiques de gestion des résidus miniers au Canada pour noter ce qui fonctionne et ce qui ne fonctionne pas, et comparer la qualité prévue et la qualité réelle de l'eau dans les mines au Canada.

Portée : Les travaux comprendront la distinction des mines de métaux, de métaux précieux et d'uranium au Canada, ainsi que l'analyse des pratiques de gestion des résidus utilisées sur chaque site. Diverses mines seront également choisies pour faire l'objet d'une analyse plus détaillée sur la capacité d'utiliser la science pour prévoir les effets sur l'environnement.

Estimation de la gamme de doses de rayonnement pour les unités alpha du produit de filiation du radon selon des paramètres physiques 

But : Pour déterminer quelle est la meilleure approche à utiliser pour évaluer la dose de produit de filiation du radon (c'est-à-dire, une approche épidémiologique ou dosimétrique), il faut comprendre à quel degré les facteurs environnementaux à l'intérieur de la mine ont une incidence sur l'estimation de la dose lorsqu'elle est fondée sur les unités alpha.

Portée : Examiner de quelle façon les variations de facteurs environnementaux précis influent sur la conversion des concentrations d'unités alpha de produits de désintégration du radon en suspension dans l'air en dose de rayonnement. Précisément, les conditions environnementales sont les suivantes : la taille des particules des produits de désintégration du radon, le rapport entre les produits fixés ou libres, le rapport entre les concentrations des produits immédiats de filiation du radon (« âge de l'air »), l'humidité, de même que d'autres facteurs, s'il y a lieu.

Groupe de travail multilatéral sur le tritium 

But : Augmenter le niveau de participation des intervenants aux études de recherche initiées par la CCSN pour obtenir une expertise et une aide multilatérales.

Portée : Aider le personnel de la CCSN à effectuer les études d'épidémiologie portant sur les risques pour la santé de l'exposition à vie à des faibles doses de tritium et mener, au besoin, des études radiobiologiques et dosimétriques supplémentaires, y compris l'examen du facteur de pondération radiologique pour les types de rayonnement à faible transport linéaire d'énergie comme ceux émis par le tritium.

Études sur la toxicité du tritium (³H)

But : Fournir les connaissances techniques nécessaires pour évaluer les changements potentiels de dosimétrie et d'autres normes liées au tritium en vue de permettre au CCSN d'établir sa position réglementaire.

Portée : Le projet proposé utiliserait des souris (de souche CBA ou C57Bl/6). Après l'irradiation sous-chronique et chronique par eau tritiée, par OBT (mélange d'acides aminés d'alanine, de glycine et de proline) ou par rayons gamma Co-60 externes, les résultats pour la santé suivants seront évalués : la durée de vie, le type de tumeur et la fréquence, les aberrations chromosomiques (stables et instables); les analyses sanguines, le métabolisme lipidique, les poids du corps et des organes, l'analyse chimique de l'urine, le profil de la cytokine, l'expression génétique et la réparation de l'ADN. Les travaux requis comprennent des études de dosimétrie à court terme, des études cliniques à long terme et des études de toxicité sur toute la durée de vie.

Rendement à long terme des joints d'étanchéité de bentonite dans les formations géologiques d'élimination de déchets radioactifs 

But : Renforcer notre capacité d'évaluer le rendement à long terme du matériau de bentonite utilisé pour sceller les galeries et les puits des formations géologiques profondes et de vérifier la constructibilité maximale de ces joints d'étanchéité.

Portée : Le projet des expériences in situ sur le rendement de l'étanchéité consistera à construire des trous de sonde au laboratoire de recherche souterrain de Tournemire, à placer des blocs de bentonite préfabriqués ou d'un mélange de sable et de bentonite dans le trou de sonde, à y injecter de l'eau pour saturer les blocs, tout en assurant une surveillance continue de l'évolution mécanique et hydraulique du bentonite pendant l'injection d'eau, et à démanteler les trous de sonde pour analyser le potentiel grâce à des méthodes micro-analytiques. Le projet s'étalera sur plus de 10 ans. Ce projet de recherche couvre les cinq premières années du projet, avec une possibilité de prolongement par la suite.

Élaboration d'outils analytiques pour l'analyse du sol et des structures

But : Élaborer une méthode réglementaire liée à l'interaction sismique sol-structure.

Portée : Étude approfondie des systèmes d'interaction sismique du sol et des structures des centrales nucléaires (NPPSSS) axée sur la modélisation et la simulation de l'emplacement et de la chronologie de la dissipation de l'énergie et de l'accumulation des dommages pour les NPPSSS jugés d'intérêt pour la CCSN. Étude approfondie des effets réalistes des mouvements sismiques (en trois dimensions, obliques, incohérents, ondes de volume et de surface) sur les divers types de NPPSSS jugés d'intérêt pour la CCSN. Étude approfondie des effets de l'incertitude ¾ charge sismique, matériau (principalement le sol ou la roche, mais aussi le béton) et modélisation ¾ sur la fidélité des résultats de simulation obtenus et sur les effets des incertitudes sur les processus décisionnels de la CCSN en matière de réglementation.

Mise à l'essai et élaboration d'exigences réglementaires pour les structures de béton armé ferraillé

But : Élaborer des exigences réglementaires pour les structures composites de béton armé ferraillé.

Portée : L'entrepreneur doit élaborer un programme d'analyse, en collaboration avec le personnel de la CCSN, visant à définir les propriétés mécaniques de simples éléments (dalles) de béton armé ferraillé sous des charges combinées dans le plan et hors plan. Deux analyses doivent être réalisées dans le cadre de ce programme. Établir, d'après tous les résultats d'analyse disponibles, les exigences réglementaires pour l'examen des structures de béton armé ferraillé. Il s'agit d'un programme de trois ans : les deux premières années seront dédiés à la recherche documentaire, aux travaux d'analyse nécessaires, à la définition du programme d'analyse et à l'analyse elle-même. La troisième année sera consacrée à l'élaboration des directives nécessaires à l'intention du personnel de la CCSN pour l'élaboration des exigences réglementaires correspondantes.

Programme de formation sur l'imagerie satellitaire

But : Fournir aux agents des pays, aux agents des installations et aux inspecteurs de l'Agence internationale de l'énergie atomique des connaissances sur les capacités en matière de détection à distance et d'interprétation des images. Cela permettra d'augmenter leur efficacité pendant les activités d'inspection. On prévoit que les inspecteurs des garanties utiliseront davantage l'imagerie satellitaire pour surveiller les sites éloignés (p. ex. les sites miniers au Canada) et les grands sites.

Portée : Le programme canadien à l'appui des garanties a pour objectif de continuer de soutenir cette activité de collaboration (avec la Suède et le Royaume-Uni). Le matériel de formation doit être mis à jour et des inspecteurs doivent être fournis.

Formation assistée par ordinateur sur l'échantillonnage environnemental

But : Faire en sorte que les échantillons environnementaux recueillis par l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) soient adéquatement manipulés par les inspecteurs de l'AIEA.

Portée : Un module de formation assistée par ordinateur sur l'échantillonnage environnemental a été préparé et transmis à l'AIEA pour une mise à l'essai. L'évaluation initiale faite par la section de la formation de l'AIEA et le laboratoire Seibersdorf de l'AIEA était positive. Toutefois, des discussions subséquentes ont permis de déterminer que des révisions importantes sont nécessaires.

Formation de spécialiste pour les analystes en imagerie 

But : Améliorer l'expertise des analystes de l'Agence internationale de l'énergie atomique, particulièrement leur capacité d'analyser les activités sur un site nucléaire.

Portée : Les visites de site sont considérées comme particulièrement importantes; elles permettent aux analystes de comparer ce que l'on constate à pied avec ce que l'on peut observer par satellite. De plus, de courts séminaires auront lieu sur les dernières avancées en matière d'imagerie satellitaire optique et radar.

Signatures des processus du cycle du combustible nucléaire (imagerie satellitaire/données spatiales de détection à distance)

But : Renforcer les capacités de surveillance des activités déclarées ainsi que des activités de détection non déclarées. 

Portée : L'Unité d'analyse de l'imagerie satellitaire a besoin d'une liste exhaustive d'indicateurs pertinents liés au cycle du combustible nucléaire. Cette liste doit indiquer les indicateurs pertinents grâce à l'imagerie thermique, multispectrale, hyperspectrale et RADAR. 

Soutien de la mise en œuvre du VIFM – surveillance du combustible rejeté

But : Surveillance fiable de la décharge du combustible CANDU et de son transfert en stockage à sec – essentiel au maintien des garanties.

Portée : Le système du VIFM (appareil de surveillance intégrée du combustible Versa Module Europa) a été conçu pour la mise en œuvre de garanties dans les réacteurs CANDU, particulièrement pour la surveillance du mouvement des grappes de combustible irradiés du cœur à la travée de combustible usé. Actuellement, les systèmes sont également utilisés pour surveiller la charge des silos de stockage à sec. Il faut du soutien pour maintenir les systèmes actualisés et régler les problèmes qui peuvent se poser pendant l'utilisation sur le terrain. Le soutien doit maintenant être dirigé vers le module d'acquisition autonome des données (ADAM) de nouvelle génération, qui remplacera son prédécesseur, le matériel original d'acquisition de données ADAM.

Le soutien doit comprendre les éléments suivants :

• résolution de problèmes liés au matériel/aux logiciels en matière de fiabilité et de durabilité
• assistance en matière d'installation, d'opérations et d'entretien des systèmes de surveillance intégrée du combustible (VIFM)
• assistance avec la tenue à jour de la documentation technique, y compris les manuels techniques, les manuels d'utilisateur, le service et les procédures d'entretien
• assistance dans les activités liées à l'installation et à l'entretien du système sur le terrain
• assistance en formation des inspecteurs et des techniciens

Luminescence stimulée optiquement pour le domaine médico-légal

But : Permettre à l'Agence internationale de l'énergie atomique de faire l'essai d'un dispositif portable de luminescence stimulée optiquement conçu au Canada et destiné à l'utilisation sur le terrain. Ce dispositif aiderait à relever le mouvement inapproprié de la matière radioactive, potentiellement d'origine canadienne.

Portée : Les travaux consistent à obtenir le prototype ou la version commerciale de ce dispositif.

Participation à un projet d'étude probabiliste en tant qu'outil de réglementation pour la prise de décisions tenant compte du risque (PARtrIDGE)

But : Faire avancer la mise au point et l'amélioration du programme PRO-LOCA. PRO-LOCA, qui a d'abord été élaboré dans le cadre d'un programme de la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis et, subséquemment, dans le cadre du programme MERIT (maximisation des améliorations de la technologie fondée sur la connaissance du risque), est un programme probabiliste d'étude de la mécanique des fractures qui porte particulièrement sur les conduites. Les problèmes actuels liés à PRO-LOCA sont les suivants : le manque d'assurance de la qualité; le temps requis pour estimer la distribution des probabilités pour des événements très rares (10-9 événements); le manque de soutien de l'utilisateur, maintenant que le programme MERIT est terminé. à mesure que PRO-LOCA continue d'évoluer, les améliorations apportées à PRO-LOCA dans le cadre de PARtrIDGE seront faites dans le but de son inclusion future dans le programme xLPR (très faible probabilité de rupture) et le code modulaire.

Portée : Accroître l'assurance de la qualité pour le programme PRO-LOCA et intégrer les modules déterministes au xLPR, de même que le code modulaire avec des améliorations en matière d'efficience logicielle.

Expertise sur des systèmes à évent avec filtre utilisés pour diminuer la pression du confinement en cas d'accident grave

But : Appuyer la position réglementaire de la CCSN sur la pertinence et l'efficacité des options de conception proposées pour les systèmes à évent avec filtre servant à atténuer la pression à l'intérieur du confinement lors d'accidents graves dans les centrales nucléaires CANDU existantes et dans les nouvelles constructions.

Portée : Examiner le rendement des différentes solutions de conception permettant d'éviter toute surpression dans le confinement dans des conditions d'accidents graves, et offrir des conseils quant à l'évaluation du caractère adéquat des systèmes à évent avec filtre à l'intérieur du confinement.

Charge des tubes d'un générateur de vapeur lors d'une rupture de conduite de vapeur principale 

But : Se pencher sur la question de la vulnérabilité des tubes de générateur de vapeur dans le contexte des accidents de dimensionnement et des accidents hors dimensionnement concevables.

Portée : Concevoir et réaliser des expériences, à l'aide de la boucle d'essai du générateur de vapeur de conception CANDU à l'Université McMaster, et analyser les résultats afin de déterminer la charge dynamique des tubes du générateur vapeur modèle en cas de rupture simulée de la canalisation principale de vapeur et d'établir une méthodologie qui permettra d'évaluer les marges de sûreté pour l'intégrité des tubes lors d'un tel événement.

Modélisation du calcul de la dynamique des fluides des boucliers d'extrémité CANDU 

But : Aider le personnel de la CCSN à évaluer les problèmes potentiels en matière de sûreté liés au comportement des boucliers d'extrémité des réacteurs CANDU dans diverses conditions hypothétiques.

Portée : Les travaux comprendront la construction d'un modèle de calcul de la dynamique des fluides (CFD)/de transfert thermique conjugué (CHT) d'un bouclier d'extrémité de réacteur CANDU ainsi que la réalisation de simulations dans des conditions applicables à des scénarios d'accidents envisagés dans les analyses de sûreté. L'entrepreneur doit choisir un code de CFD commercial principal comme outil d'analyse et utiliser un progiciel de pointe de génération de grille, compatible avec ce code afin de produire un modèle de demi bouclier d'extrémité de conception CANDU de référence (p. ex. CANDU 6), ou de centrale générique CANDU avec les dimensions ou autres détails précisés par la CCSN. Pour la deuxième étape des travaux, l'entrepreneur utilisera la grille générée à la première étape pour obtenir jusqu'à quatre solutions pour des conditions et des scénarios selon lesquels des effets en trois dimensions pourraient présenter de l'intérêt. Les détails des scénarios, des conditions limites et des sources thermiques pour ces simulations seront précisés par la CCSN.

Problème d'étalonnage international du calcul de la dynamique des fluides (CFD) 

But : Participation au deuxième exercice du problème d'étalonnage international (IBP-2). L'objectif est d'examiner le rendement d'un successeur potentiel à l'outil actuel de calcul de la dynamique des fluides (CDF) normalisé MODTURC_CLAS 2.9-IST de l'industrie nucléaire canadienne, par rapport à un test de rendement expérimental applicable à l'une des applications potentielles et par rapport à d'autres progiciels et à d'autres méthodes de modélisation du CFD.

Portée : On compte parmi les travaux la construction d'une famille de modèles de CFD d'une barre-grappe de l'Institut coréen de recherche sur l'énergie atomique utilisé pour la mesure et l'analyse de la turbulence dans les sous-canaux - programme d'essai horizontal, exécution de simulations dans des conditions précisées par les organisateurs de l'IBP-2, choix de la meilleure solution de soumission et prétraitement des résultats pour produire les jeux de données requis dans les formats prescrits.

Enquête sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats sur les structures nucléaires existantes

But : Élaborer une approche réglementaire pour se pencher sur les conséquences de la réaction alcaline des agrégats dans les installations nucléaires.

Portée : L'entrepreneur doit définir, en collaboration avec le personnel de la CCSN, les principaux mécanismes de dégradation et les pathologies des matériaux observés dans les structures des centrales nucléaires au Canada, avec un accent particulier mis sur la réaction alcaline des agrégats. à partir d'échantillons de béton provenant de centrales existantes, un programme d'analyse permettra de définir la composition chimique et les propriétés mécaniques (la force ultime sous compression et sous tension, la résistance au cisaillement, les lois constitutives) des éléments structuraux avec la réaction alcaline des agrégats. La relation doit être établie entre les propriétés chimiques et mécaniques des éléments en béton. De plus, les analyses d'ancrages dans le béton avec la réaction alcaline des agrégats doivent être réalisées pour définir les modifications potentielles de leur capacité. D'après tous les résultats d'analyse disponibles, les critères d'acceptation devraient être établis pour les structures touchées par la réaction alcaline des agrégats. Il s'agit d'un programme de trois ans. Les deux premières années sont consacrées à la recherche documentaire, aux travaux d'analyse, à la définition des essais nécessaires et à la mise à l'essai. La troisième année sera consacrée à l'élaboration de critères d'acceptation et de conseils techniques à l'intention du personnel de la CCSN dans le cadre de l'élaboration d'une approche réglementaire.

Intégrité des faisceaux de tubes en U soumis à des vibrations sous écoulement

But : Évaluer de façon indépendante l'intégrité des tubes de générateur de vapeur de la tranche 8 de Bruce-B - au fil du vieillissement de la centrale et de sa dégradation. Une attention particulière sera apportée aux conséquences de la perte de soutien dans la partie droite du tube en ce qui concerne le rythme d'usure et la stabilité du faisceau de tubes.

Portée : Cette étude sera réalisé au moyen d'un modèle de simulation numérique pour la géométrie des générateurs de vapeur de la tranche 8 de Bruce-B qui comprendra les formules d'un modèle d'interaction tube-soutien et d'un couplage fluide-structure juste. Les tubes doivent être modélisés grâce à des éléments poutre finis. Les forces qui agissent sur chaque tube en raison d'un croisement de l'écoulement doivent comprendre des éléments aléatoires liés à la turbulence et des éléments non linéaires liés aux forces fluides-élastiques.

Réévaluation des limites annuelles et par défaut d'incorporation de yellowcake et de minerai d'uranium 

But : Permettre à la CCSN de déterminer sa position réglementaire concernant une valeur appropriée de limites annuelles d'incorporation (LAI).

Portée : Mener une analyse documentaire sur la poudre de minerai d'uranium, de même que sur le yellowcake calciné et non calciné. Les travaux comprennent, entre autres, l'élaboration d'une méthode de sélection des LAI pour les lieux de travail représentatifs et selon les règles du calcul de la moyenne pour obtenir des valeurs de LAI représentatives des dangers radiologiques présents dans le milieu de travail.

Ces travaux seront évalués par les pairs. Le groupe d'examen devra être constitué d'un spécialiste non titulaire de permis (p. ex. issu du milieu universitaire ou d'un institut de recherche), d'un représentant du gouvernement de la Saskatchewan et d'un représentant titulaire de permis.

Caractérisation des dangers liés aux rayons alpha : la biosolubilité des radionucléides dans les aérosols des réacteurs CANDU et les conséquences pour la dosimétrie interne

But : Combler les lacunes touchant les connaissances en matière de biosolubilité des particules contaminés par des actinides et des particules de combustible qui peuvent être produites dans des réacteurs CANDU et qui présentent un danger pendant le fonctionnement normal; d'un réacteur CANDU et/ou pendant des activités de réfection /remise en état d'un réacteur.

Portée : Identifier et prélever des échantillons de matière contaminée par des particules alpha provenant de centrales CANDU. Plus spécifiquement, récupérer des particules de combustible de dioxyde d'uranium (UO₂) à divers degrés d'épuisement du combustible. On caractérisera les échantillons au moyen de la spectrométrie de masse couplée à un plasma inductif (ICP-MS) (ICP-MS) et de la spectrométrie alpha, afin d'établir leur inventaire de radionucléides. Mesurer la biosolubilité des particules de combustible irradié en fonction de leur degré d'irradiation en utilisant des techniques in vitro et in vivo. Du combustible d'UO₂ non irradié (catégorie S d'inhalation de la CIPR) sera utilisé comme matière comparative de référence standard.

La composition des particules de combustible avant le recours à une technique de lixiviation, la composition des particules de combustible après la lixiviation et la quantité de radionucléides lixiviés dans le lixiviat seront mesurées, et les changements sur le plan de la biosolubilité en fonction du degré d'épuisement du combustible seront déterminés. Les taux relatifs de lixiviation seront déterminés pour l'uranium, le plutonium, de même que pour les actinides supérieurs et les principaux produits de fission issus des particules irradiées. En outre, on déterminera la biosolubilité relative des radionucléides dans les films de dioxyde de zirconium présents sur la surface interne des tubes de force récupérés ainsi que dans la magnétite récupérée sur les surfaces internes des conduites d'alimentation. Leur solubilité sera comparée avec du dioxyde d'uranium standard non irradié. La catégorisation appropriée sur le plan de l'inhalation sera déterminée et des recommandations relatives à la dosimétrie et à la surveillance d'essais biologiques seront formulées.