Sommaires des rapports de recherche 2006–2007
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RSP-0207A – Propriété du site minier d’uranium inactif faisant partie des propriétés de Bicroft dans le canton de Cardiff, maintenant Bicroft, en Ontario
RSP-0207B – Propriété du site minier d’uranium inactif faisant partie du site minier de Madawaska, dans le comté de Faraday, en Ontario
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
La CCSN a la responsabilité de réglementer les mines d'uranium au Canada, depuis la détermination de l'emplacement jusque après la fermeture. De nombreuses mines qui étaient exploitées au Canada sont maintenant fermées et il ne reste que quelques mines en exploitation dans le Nord de la Saskatchewan.
Afin de réglementer adéquatement ces sites miniers, il est nécessaire de déterminer avec précision qui en est le propriétaire. Le personnel de la CCSN connaît les propriétaires de la plupart de ces sites; cependant, les sites miniers Bicroft et Madawaska sont plus complexes, ayant subi de nombreux changements de propriété, à la fois dans l'espace et dans le temps.
Dans ces deux rapports, l'historique de la propriété des deux sites miniers en question est indiqué, y compris la distinction entre la notion de bail de surface et de bail d'exploitation minière pour les sites.
RSP-0208 – Mécanismes de défaillance du combustible dans des conditions d’accident
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU est habituellement associée à une surchauffe du combustible après un APRP dû à une grosse brèche, ou après une perte rapide de contrôle de la réactivité (PCR). Ce mécanisme risque de créer d'importantes contraintes axiales dans les éléments de combustible, ce qui pourrait mener à une défaillance de la gaine ou du bouchon d'extrémité. Les codes de normalisation de l'industrie du nucléaire pour la modélisation du comportement du combustible durant l'exploitation normale et lors d'un APRP ou d'une PCR sont fondés sur un modèle axisymétrique des éléments de combustible, dans lequel le bouchon d'extrémité n'est pas modélisé de manière détaillée. L'objectif du présent contrat est d'élaborer une méthode visant à réaliser des analyses 2D des éléments de combustible en cas d'accident dû à une grosse brèche, ou d'autres outils qui permettraient de décrire de manière réaliste le comportement des processus physiques dans une composante ou un système. Il faut recréer les conditions d'APRP et de PCR rapides afin d'évaluer les défaillances possibles dans la zone du bouchon d'extrémité.
Afin de réaliser de manière efficace l'analyse 2D couplée à une analyse thermomécanique, une procédure de calcul comportant un modèle de transfert thermique lors des transitoires et un modèle d'analyse des contraintes thermiques, a été élaborée. Le modèle de transfert thermique a d'abord été utilisé pour prévoir la plage de températures des transitoires dans l'élément de combustible après le déclenchement d'un APRP ou d'une PCR, après quoi le modèle des contraintes thermiques a été utilisé pour calculer les contraintes qui dépendent du temps et les contraintes dans la structure à la lumière des distributions de température lors des transitoires. Le modèle de transfert thermique 2D de l'élément de combustible comprend la conduction thermique à la fois dans le combustible et dans le matériau constituant la gaine, compte tenu des propriétés des matériaux qui dépendent de la température, le transfert thermique par convexion des transitoires en vue de décrire l'état du caloporteur, ainsi que les taux de libération d'énergie qui sont fonction du temps et non uniformes. Une analyse du transfert thermique en régime permanent a d'abord été réalisée afin de recréer la plage de températures dans des conditions d'exploitation normales. Cette solution de transfert thermique en régime permanent a par la suite été utilisée comme condition initiale pour l'analyse des transitoires. Dans le modèle des contraintes thermiques, l'empilement de combustible a été modélisé à l'aide des propriétés élastiques linéaires des matériaux en prenant en compte le coefficient de dilatation thermique dépendant de la température et les modules d'élasticité. Le comportement thermomécanique du matériau constituant la gaine (Zircaloy 4) a été caractérisé à l'aide d'un modèle du comportement thermo viscoplastique, qui tient compte des transformations de phase et des différentes composantes des déformations par fluage. Les propriétés uniques de la déformation thermique du Zircaloy 4 ont été prises en compte. Le modèle numérique 2D comportait également des calculs par éléments finis permettant de représenter les interactions thermiques et mécaniques entre l'empilement de combustible et les matériaux constituant la gaine et le bouchon d'extrémité.
Dans ce rapport, la procédure de calcul, élaborée dans le cadre du contrat pour l'anlayse par éléments finis non linéaire des transitoires 2D de l'élément de combustible a d'abord été présentée en détail. Les propriétés des matériaux qui dépendent de la température, comme la conductivité thermique, la chaleur massique, la contrainte thermique et le module d'élasticité, qui ont été indiquées dans le contrat actuel pour les matériaux constituant le combustible et la gaine, ont ensuite été examinées en détail. L'élaboration et la vérification de l'interface du transfert thermique et de l'espacement, qui étaient requises pour représenter les interactions thermiques et mécaniques entre le combustible et la gaine/le bouchon d'extrémité, ont ensuite été présentées. Cette présentation a été suivie par la mise en œuvre et la validation du modèle thermo-viscoplastique du matériau (Zircaloy-4) illustrant le comportement de ce matériau dans des conditions de température élevée. à ce moment-là, la capacité de calcul pour les analyses par éléments finis 2D des éléments de combustible nucléaire avait été entièrement établie.
Pour réaliser des analyses par éléments finis 2D de l'élément de combustible en cas d'APRP dû à une grosse brèche et de PCR rapide, les conditions initiales et les conditions aux limites doivent être définies. Ces conditions transitoires comprenaient l'historique temporel de la pression du caloporteur, la température du caloporteur et le coefficient de transfert thermique caloporteur-gaine. L'historique des pointes de puissance était requis pour décrire les écarts dans les taux de libération d'énergie en fonction du temps. Dans ce rapport, les conditions initiales et les conditions aux limites pour les événements d'APRP à grosse brèche et de PCR rapide ont été présentées. Pour compléter le modèle par éléments finis de l'élément de combustible, le coefficient de transfert thermique combustible-gaine lors d'un transitoire et la pression interne des gaz étaient également requis. Dans les analyses actuelles, ces conditions ont été obtenues à l'aide des programmes ELEStrES et ELOCA. Le programme ELEStrES a également permis d'obtenir des distributions radiales du taux de libération d'énergie, qui était pris en compte dans la simulation, tout comme le phénomène de pointe du flux aux extrémités. En outre, les solutions ELEStrES et ELOCA ont également permis de réaliser une vérification partielle des solutions par éléments finis 2D.
Dans la présente analyse, le modèle par éléments finis du bouchon d'extrémité était fondé sur une conception « générique », qui avait été élaborée avec soin afin de tenir compte des caractéristiques géométriques essentielles de la structure « réelle » du bouchon d'extrémité. Le combustible et l'interaction gaine/bouchon d'extrémité ont été discrétisés à l'aide du modèle à élément solide axisymétrique à huit noeuds afin d'obtenir une plus grande précision dans les calculs par éléments finis. Les distributions de la température radiale à différents emplacements axiaux et l'historique temporel des températures et des contraintes prévues par les analyses actuelles par éléments finis 2D dans la section du milieu des empilements d'éléments de combustible ont été comparés avec les solutions ELEStrES et ELOCA. Une très bonne concordance a été observée.
Dans le cas des APRP dus à une grosse brèche, le calcul 2D actuel prévoyait que la contrainte viscoplastique la plus élevée s'était produite dans la gaine à environ 8 mm de l'interface gaine/bouchon d'extrémité, parce que cette partie de la gaine était plus chaude que la partie du milieu en raison de la pointe de flux à l'extrémité; c'est pourquoi la phase BETA y a été observée en premier. D'importantes contraintes ont également été observées à l'interface gaine/bouchon d'extrémité, ainsi que dans le coin interne de l'encoche dans la zone du bouchon d'extrémité. Dans le cas de la PCR rapide, des contraintes et des déformations athermiques extrêmement élevées ont été examinées à l'interface gaine/bouchon d'extrémité ainsi que dans le coin interne de l'encoche, ce qui risque de donner lieu à des ruptures à ces endroits.
RSP-0209A – Rapport d’un consultant sur les lignes directrices générales pour la préparation et l’intervention en cas d’urgence nucléaire hors site
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Les lignes directrices proposées dans ce rapport traitent des accidents qui se produisent dans de grandes installations nucléaires au Canada ou aux États-Unis le long de la frontière Canada/États-Unis, en particulier dans les centrales nucléaires et les grands réacteurs de recherche (comme MAPLE). Elles s'appliquent également aux accidents touchant les navires à propulsion nucléaire.
Les lignes directrices ont été élaborées en collaboration avec des représentants des organisations fédérales et provinciales de préparation aux situations d'urgence et sont destinées aux personnes et aux organisations qui pourraient avoir à jouer un rôle clé dans le l’élaboration, la révision, la vérification et l'évaluation des plans d'intervention et des mesures à prendre en cas d'urgence. La version antérieure de ce document a été entièrement révisée et examinée lors d'une rencontre nationale organisée par la CCSN à Ottawa le 27 mars 2000. La version actuelle comprend des commentaires recueillis lors de la rencontre nationale.
Ces lignes directrices sont divisées en deux parties : la préparation aux situations d'urgence (infrastructure) et l'intervention en cas d'urgence (opérations). Les exigences relatives à ces deux domaines comportent des objectifs fondamentaux qui sont appuyés par des objectifs de planification et d'intervention. Les objectifs sont génériques, de sorte qu'ils peuvent être appliqués à différentes provinces ou à différentes structures organisationnelles sans contrainte non justifiée sur la manière dont elles devraient être respectées. Cependant, dans certains cas, on donne des conseils sur la manière d'atteindre les objectifs.
Un document d'accompagnement intitulé Lignes directrices générales concernant la préparation aux situations d'urgence et l'intervention hors site – Volet nucléaire (ISR-R-1083-2) porte sur les accidents qui surviennent dans des installations de plus petite taille et sur des accidents mettant en cause des sources radioactives.
RSP-0209B – Rapport d’un consultant sur les lignes directrices générales pour la préparation et l’intervention en cas d’urgence radiologique hors site
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Les lignes directrices proposées dans ce rapport portent sur les accidents autres que les rejets de produits de fission par les grandes installations nucléaires. Elles comprennent, par exemple, les accidents qui surviennent dans les réacteurs de recherche comme Slowpoke, les installations de stockage de radioisotope, les laboratoires de recherche, les installations pharmaceutiques, les institutions médicales, les installations industrielles et d'essai non destructifs (y compris les installations mobiles); elles visent également les accidents de transport et les accidents mettant en cause des sources orphelines. Ces lignes directrices visent également certains cas spéciaux, comme la rentrée de satellites à propulsion nucléaire et les accidents de contamination résultant de déversements intentionnels ou non intentionnels dans l'environnement.
Les lignes directrices ont été élaborées en collaboration avec des représentants des organisations de préparation aux situations d'urgence fédérales et provinciales et sont destinées aux personnes et aux organisations qui pourraient avoir à jouer un rôle clé dans l’élaboration, l'examen, la vérification et l'évaluation des plans et les dispositions relatifs à l'intervention en cas d'urgence hors site. La version antérieure de ce document a été entièrement révisée et examinée lors d'une rencontre nationale organisée par la CCSN à Ottawa le 27 mars 2000. La version actuelle comprend des commentaires recueillis lors de la rencontre nationale.
Les lignes directrices sont divisées en deux parties : la préparation aux situations d'urgence (infrastructure) et l'intervention en cas d'urgence (opérations). Les exigences relatives à ces deux domaines comportent des objectifs fondamentaux qui sont appuyés par des objectifs de planification et d'intervention. Les objectifs sont génériques, de sorte qu'ils peuvent être appliqués à différentes provinces ou à différentes structures organisationnelles sans contrainte non justifiée sur la manière dont ils devraient être respectés. Cependant, dans certains cas, on donne des conseils sur la manière d'atteindre les objectifs. Un document d'accompagnement intitulé Lignes directrices générales concernant la préparation aux situations d'urgence et l'intervention hors site – Volet nucléaire (ISR-R-1083-2) porte sur les accidents qui surviennent dans des installations de plus petite taille et les accidents mettant en cause des sources radioactives.
RSP-0210 – Évaluation des essais biologiques et des doses absorbées de radiocarbone
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Ce rapport décrit les fondements de la conception, de la mise en œuvre et de la gestion d'un programme de surveillance par essai biologique des incorporations de radiocarbone, y compris l'évaluation des doses. Cela comprend les critères de sélection des travailleurs qui devraient participer au programme et des critères relatifs à la fréquence de la surveillance. Des descriptions des modèles biocinétiques nécessaires pour concevoir les programmes de surveillance et pour évaluer les doses sont fournies dans les annexes. D'autres annexes décrivent les procédés de contrôle de la qualité pour les compteurs à scintillation liquide et les systèmes de comptage in vivo les plus courants dans le domaine de la surveillance. Des exemples démontrent l'interprétation des résultats de la surveillance dans le cadre de la préparation à l'évaluation des doses.
Bien qu'on trouve du carbone 11 dans les installations où sont réalisées des recherches sur des matières de diagnostic, en raison de sa très courte période radioactive (environ 20 minutes), il est peu pratique d'effectuer des essais biologiques. Par contre, le carbone 14, qui est un sous-produit des réacteurs CANDU, est également employé couramment en recherche biologique. En cours d'emploi, les travailleurs de ce genre d'installation risquent d'être exposés à différents composés contenant du radiocarbone par voie d'inhalation, d'ingestion ou d'absorption par la peau intacte ou par des blessures ouvertes. Les modèles métaboliques pour des matières choisies contenant du carbone 14 sont présentés comme fondement pour la conception des programmes de surveillance et pour l'interprétation des résultats. Des méthodes de surveillance sont décrites pour les composés courants renfermant du carbone 14, et des fréquences de surveillance sont recommandées.
Le rapport a été présenté par le groupe de travail sur la dosimétrie interne de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Le groupe de travail comprend des spécialistes en dosimétrie interne de l'industrie, du milieu des sciences de la santé et du gouvernement.
RSP-0211 – Activités internationales de développement et d’application des méthodes d’analyse de la meilleure estimation
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
L'évaluation du rendement des centrales nucléaires pendant les transitoires et dans des conditions d'accident demeure la principale question de sûreté traitée dans la recherche sur la thermo-hydraulique réalisée dans le monde depuis le début de l'utilisation de l'énergie nucléaire à des fins de production d'électricité, dans les années 50.
Les analyses de la sûreté sont définies comme étant des enquêtes accompagnées d'analyses qui permettent de démontrer de quelle manière les exigences en matière de sûreté, comme l'intégrité de barrières contre les rejets de matières radioactives et le respect d'autres critères d'acceptation sont satisfaits pour des événements qui se sont produits dans différents états d'exploitation ou différentes conditions d'accident, et dans d'autres circonstances, par exemple lorsqu'il faut tenir compte d'une disponibilité variable des systèmes.
Les hypothèses prudentes risquent de prévoir de manière inexacte la progression des événements, de générer des échelles de temps irréalistes ou même d'ignorer certains phénomènes physiques. Par conséquent, les séquences d'événements les plus importantes sur le plan de la sûreté risquent de ne pas être prises en compte. En outre, une démarche prudente ne comporte pas de marges qui en réalité pourraient être utilisées dans le but d'obtenir une plus grande souplesse sur le plan opérationnel.
Afin d'éviter que ces situations ne se produisent, une méthode de la meilleure estimation convient peut-être davantage et les incertitudes des calculs doivent être évaluées afin de comparer la situation avec des critères d'acceptation. La méthode de la meilleure estimation fournit de l'information plus réaliste concernant le comportement physique et porte essentiellement sur les questions les plus pertinentes sur le plan de la sûreté. Pour les scénarios limitatifs importants, la méthode de la meilleure estimation accompagnée d'une évaluation détaillée des incertitudes doit être réalisée.
Dans le cas des scénarios comportant des marges importantes par rapport aux critères d'acceptation, il convient d'utiliser une analyse prudente qui ne comporte pas d'évaluation détaillée des incertitudes. Lorsque des analyses de la meilleure estimation sont utilisées pour démontrer la conformité aux critères d'acceptation dans les demandes de permis, elles doivent être accompagnées d'une évaluation des incertitudes. L'analyse de la meilleure estimation permet d'obtenir des renseignements sur les marges existantes entre les résultats des calculs et les critères d'acceptation. Cette analyse porte le nom de méthode de la meilleure estimation et des incertitudes (BEAU, de l'anglais Best Estimate and Uncertainty). L'utilisation d'un programme de la meilleure estimation ou d'autres outils qui décrivent de manière réaliste le comportement des processus physiques dans une composante ou un système est essentielle à l'analyse de la meilleure estimation.
RSP-0212 – Soutien technique pour la mise en œuvre du bilan périodique de la sûreté de l’AIEA à l’appui du prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Les réacteurs nucléaires au Canada sont maintenant au stade où ils doivent être remis à neuf et mis à niveau s'ils continuent à être exploités (prolongement de la durée de vie); si ce n'est pas le cas, ils doivent être mis hors service. Comme les décisions importantes relatives à l'avenir d'une centrale nucléaire peuvent générer des préoccupations publiques, il est nécessaire de disposer d'information exacte et de la communiquer au public en ce qui concerne les activités de prolongement de la durée de vie d'une centrale.
Dans le but d'informer les titulaires de permis de centrales nucléaires canadiennes et le grand public concernant ces attentes en matière d'autorisation du prolongement de la durée de vie des centrales, la CCSN a publié en 2005 un exposé de position qui constitue le fondement de la démarche réglementaire en matière de prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires au Canada. L'élément clé de cette démarche réglementaire est que les titulaires de permis doivent réaliser une évaluation environnementale (EE) et une évaluation intégrée de la sûreté (EIS), conformément au Bilan périodique de la sûreté (BPS) de l'AIEA et, à la lumière des résultats de l'EE et de l'EIS, élaborer un plan de mise en œuvre intégré pour les améliorations à apporter à la sûreté.
Ce rapport a été préparé afin d'aider la CCSN à appliquer et à mettre en œuvre le Bilan périodique de la sûreté de l'AIEA dans la surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada.
Le BPS fait partie du système de réglementation de nombreux pays. Il s'agit d'un instrument réglementaire clé pour assurer la sûreté à long terme de l'exploitation d'une centrale et pour traiter les demandes faites par les titulaires de permis concernant le prolongement de la durée de vie d'une centrale. Étant donné que le BPS est un instrument réglementaire, l'organisme de réglementation joue un rôle important dans la mise en œuvre du BPS, même si la responsabilité principale de la réalisation du BPS demeure celle du titulaire de permis. Par le BPS, un titulaire de permis peut démontrer que les fondements de l'autorisation continuent d'être valides, que les processus de vieillissement sont gérés adéquatement et que le niveau de sûreté de la centrale est comparable à celui des centrales modernes; l'organisme de réglementation est en mesure de vérifier ces éléments.
RSP-0213 – Protocole pour la mise à jour de l’étude sur les cohortes de travailleurs de mines d’uranium de l’Ontario
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Le cancer du poumon a longtemps été considéré comme un danger professionnel pour les travailleurs de mines souterraines qui sont exposées à des niveaux élevés de radon et à des produits de désintégration radioactive (PDR). En fait, les PDR sont la deuxième plus grande cause de cancer du poumon après la cigarette. Bien que ce risque de cancer du poumon soit généralement associé à l'extraction minière de l'uranium, on trouve des niveaux élevés de radon et de ses produits de désintégration dans de nombreuses autres mines souterraines (autres que les mines d'uranium), ainsi que dans des habitations se trouvant dans les zones tempérées. Plus particulièrement, des études sur le radon dans les habitations en Amérique du Nord et en Europe ont fait l'objet d'analyses par groupes et indiquent un risque de cancer du poumon en présence de niveau de radon naturel aussi faible que 100 Bq/m3. L'Organisation mondiale de la Santé (OMS) a entrepris d'évaluer le risque mondial de cancer du poumon et Santé Canada a récemment proposé de nouvelles lignes directrices relatives à l'exposition au radon dans les maisons au Canada à des niveaux entre 800 Bq/m3 et 200 Bq/m3. Il est donc devenu nécessaire d'améliorer la précision des estimations du risque découlant de l'exposition au radon et aux PDR et de mieux comprendre les facteurs qui modifient l'estimation du risque.
Les études portant sur les cohortes de travailleurs de mines d'uranium souterraines sont l'une des principales sources d'information sur les risques potentiels pour la santé associés au radon. L'étude sur les travailleurs de mines d'uranium en Ontario présente un grand intérêt, en raison du grand nombre de travailleurs de mines de cette cohorte et du fait que les travailleurs de mines d'uranium en Ontario ont été exposés à des niveaux plus faibles de radon que dans la plupart des cohortes de travailleurs de mines. En outre, l'information relative à leur exposition est de meilleure qualité que celle des autres études sur les travailleurs de mines.
Il y a plus de 20 ans que cette cohorte a été mise à jour, et il est maintenant devenu nécessaire de la mettre à jour pour un certain nombre de raisons. Les mises à jour antérieures de cette cohorte ne tenaient pas compte de tous les effets (par exemple l'augmentation du nombre de cancers du poumon) chez les travailleurs de mines qui ont été inclus dans la cohorte plus tard, en raison de la longue période de l'attente pour le développement des tumeurs solides. De même, les effets des PDR et leur rapport avec le cancer du poumon ne sont pas bien compris. Dans le cas des cancers associés à un taux de survie relativement bon (par exemple cancer de la prostate), les études de la mortalité ne sont pas aussi précises que les études de cohortes, parce qu'il est peu probable que ces cancers soient indiqués sur les certificats de décès comme étant la cause du décès. Les études antérieures ne tenaient pas compte du lien entre le rayonnement gamma et le cancer, ou d'autres causes de décès. Enfin, les travailleurs de mines qui ont été inclus dans la cohorte plus tard ont des taux d'exposition moins élevés et l'information relative à leur exposition est de meilleure qualité. Les 20 ans qui ont suivi la dernière mise à jour regroupent l'expérience recueillie auprès du double d'années personnes à peu près et ont permis de réaliser des études sur les PDR et le cancer du poumon suite à de faibles doses de rayonnement avec plus de certitude (de manière plus efficace) que dans le passé. De façon générale, les objectifs de la mise à jour et de la nouvelle analyse proposées pour la cohorte des travailleurs de mines d'uranium en Ontario sont les suivants :
RSP-0214 – Notes et commentaires de la délégation canadienne à la 54e séance de l’UNSCEAR
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Ce rapport contient les remarques et commentaires faits par les membres de la Délégation du Canada à la 54e Séance du Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR), qui s'est tenue du 29 mai au 2 juin 2006 à Vienne.
Le rapport comprend deux parties : la partie I est le rapport consolidé par les membres de la délégation concernant les documents examinés durant la 54e séance, dont cinq ont été approuvés pour publication, dans l'attente de l'intégration des changements finaux acceptés par le Comité. La coordination et l'assemblage ont été assurés par Kevin Bundy (CCSN).
La deuxième partie comprend uniquement la contribution du représentant canadien, qui occupe également le poste de vice-président de l'UNSCEAR, ayant été nommé à ce poste lors de la rencontre de 2005 par les autres représentants. La partie II traite d'autres aspects de la rencontre de 2006, notamment : le rapport du Comité à l'assemblée générale et des discussions sur le rapport avec le Quatrième Comité au Siège de l'Organisation des Nations Unies à New York; les corrections autorisées par le Comité exécutif de l'UNSCEAR; le discours du 50e anniversaire du Comité, avec des discours de félicitations de Kofi Annan, secrétaire général des Nations Unies et deHans Blix, conférencier d'honneur, ainsi que d'autres commentaires sur des documents spécifiques.
RSP-0215 – Neutrons d’accélérateurs d’électrons dont l’énergie des faisceaux varie entre 6 et 10 MéV
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Un protocole d'entente (PE) a été signé entre le Conseil national de recherche du Canada (CNRC) et le Groupe des étalons des rayonnements ionisants (ERI) de la CCSN en vue d'étudier la question de la production de neutrons à l'aide d'accélérateurs d'électrons de faible énergie. Ce rapport résume les résultats des travaux réalisés dans le cadre du PE. Nous utilisons l'accélérateur de recherche du CNRC pour irradier des cibles de BE, AL, CU et W à l'aide d'un faisceau d'électrons dont l'énergie varie de 9 à 20 MéV. Des détecteurs à bulles ont été utilisés pour mesurer le débit d'équivalent de dose neutron à proximité des cibles. Les détecteurs ont été étalonnés individuellement afin de déterminer l'équivalent de dose neutron à l'aide d'une source de neutrons AMBE. Les débits de dose neutron mesurés ont été comparés à ceux prévus par les programmes Monte Carlo, MCNP, FLUKA et GEANT. Les différences entre les prévisions des programmes Monte Carlo peuvent être très importantes et dépendent à la fois de la matière cible et de l'énergie des électrons. Dans le cas d'une cible de W, la concordance des programmes est meilleure qu'un facteur de deux, et les prévisions GEANT offrent la meilleure concordance avec les valeurs mesurées. Supposons qu'une cible de W est bombardée par un débit de dose de rayons X de 30 Gy/min à 1 m, le débit d'équivalent de dose neutron maximal sur le bord d'une zone d'exclusion à 15 m de la cible est estimé à environ 84 µSv/h, dans le cas où il n'y a aucun blindage contre les neutrons. Du béton ordinaire d'une épaisseur de 20 cm pourrait réduire le débit d'équivalent de dose à moins de 25 µSv/h. Nous y avons joint une enquête sur la documentation pertinente.
RSP-0216 – Commentaires d’examen des rapports liés aux études sur les accidents graves aux réacteurs NRU
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Les commentaires d'examen se rapportent aux documents suivants qui ont été diffusés lors d'une visite à l'administration centrale de la CCSN en novembre 2006 :
Comme la visite a été effectuée en novembre 2006, plusieurs articles ont été expressément mentionnés et traités dans le rapport d'examen, avec des commentaires et des évaluations additionnelles :
- Élaboration de renseignements techniques et de fondements pour justifier la pertinence des hypothèses contenues dans le rapport NRULE (V1 à V10), en rapport avec les rejets d'énergie exothermique associés aux interactions du combustible Al-U3Si en fusion. Les bases de données pertinentes ont été consultées et sont mises en lumière dans notre rapport. Cela comprend l'information liée à l'importance et au taux de libération d'énergie. Durant les rencontres personnelles organisées par la CCSN en novembre 2006, il a été révélé par l'entrepreneur NRU (C. Blahnik) que l'évaluation n'avait pas tenu compte de cette entrée d'énergie car il croyait que la vitesse de réaction était extrêmement lente (qu'elle durait une heure ou plus). à la lumière de cette explication et des éclaircissements fournis dans l'ébauche du rapport annexé, cet aspect doit être révisé et l'on doit inclure l'information que cette réaction est plutôt rapide (de quelques secondes à quelques minutes); de plus, il faut tenir compte des incidences qu'elle aura sur la progression de la fusion du cœur et les réactions explosives énergétiques.
- Durant la rencontre de novembre 2006 avec les représentants NRU (R. Leung et C. Blahnik), on a discuté du fait que le début des explosions de vapeur potentielles devrait tenir compte des sources de déclenchement et de la propension relative à ce qu'il y ait une interaction explosive entre l'aluminium et l'eau. En plus de ces lignes directrices, l'entrepreneur a examiné la documentation publiée disponible sur les expériences liées au déclenchement des explosions de vapeur associées aux barres de commande dans des conditions d'accident grave qui prévalent dans les réacteurs SRP (Savannah River Production). Cette information est comprise dans le rapport et devrait permettre d'orienter les décisions liées à la résolution des menaces potentielles pour la sûreté dès le début des explosions de vapeur dans une installation NRU et ce, de manière plus structurée.
- La génération d'hydrogène durant les explosions de vapeur a été éliminée dans les documents NRULE que nous avons examinés. Bien qu'il soit raisonnable de supposer que les scénarios généraux ne comportent pas d'explosion, ce n'est certainement pas le cas dans l'ignition couplée à des explosions de vapeur. La génération d'hydrogène, et le phénomène de déflagration et de détonation sont importants dans tous les cas de sûreté pendant un accident de fusion grave. J'ai compilé des renseignements expérimentaux pertinents élaborés pour les programmes de réacteur de puissance USDOE afin de fournir des renseignements relatifs à cette menace potentielle et les mêmes informations sont incluses dans l'ébauche du rapport. Cette information indique que la génération d'hydrogène en quantité importante et, bien sûr, l'incidence potentielle sur la sûreté sont non négligeables dans les études sur la sûreté des réacteurs NRU et qu'elle doit être intégrée tel qu'indiqué dans le rapport annexé.
- Les questions relatives au retour à l'état critique dans le cas du NRU ont été cernées durant la visite comme devant être réexaminées et restructurées. Nous avons déjà fourni des documents techniques en quantité considérable au personnel de la CCSN. Un cadre simple mais direct pour évaluer cette menace concernant les installations NRU durant les accidents graves est maintenant inclus dans ce rapport. Ce cadre semble indiquer que le retour à l'état critique dans le NRU ne peut pas être éliminé a priori. On sait, grâce à des études expérimentales sur des sphères nues, que plusieurs kilogrammes d'uranium 235 dans un milieu de D2O peuvent donner lieu à des masses critiques allant jusqu'à 3 ou à 4 kg. Évidemment, la situation du NRU est plus complexe (y compris les incidences potentielles de combustion des produits de fission, le poison de contrôle de la réactivité bore 10, etc.). Cependant, le réacteur NRU, même à 130 MW, comprend près de 50 kg d'uranium 235 et des quantités importantes de modérateur (D2O). En l'absence d'une évaluation de la progression de la fusion du cœur modifiée, qui comprendrait les différentes voies possibles de relocalisation des matières en fusion, il est prématuré de conclure qu'il n'y a pas de retour possible à l'état critique intermittent (comme l'indique les documents NRULE).
- Des demandes ont été faites relativement au programme MELCOR avec les développeurs du programme au site SNL de USDOE, ainsi qu'avec d'anciens employés qui examinaient le risque d'accident grave au réacteur SRP (Savannah River Production). Il fallait obtenir des renseignements pertinents sur la disponibilité et l'état des connaissances du programme MELCOR à titre de programme utilisable pour tous les systèmes dans les études portant sur le NRU (en reconnaissant le caractère unique du combustible U–Al qui y est utilisé). Nous avons constaté que le programme MELCOR/SR traitant du problème des accidents graves dans les réacteurs alimentés au U Al N'EST PAS disponible dans le domaine public. Cependant, le programme et les documents détaillés connexes ont été archivés sur le site Savannah River. Des enquêtes relatives au programme MELCOR/SR indiquent que la version MELCOR/SR élaborée pour traiter les questions relatives aux accidents graves dans les réacteurs SRP (ce qui a mené à un redémarrage réussi des réacteurs SRP en vue de la production de tritium) se trouve au Savannah River National Laboratory (SRNL). On ne sait pas actuellement quels efforts seront requis pour avoir accès aux manuels d'exploitation et aux médias électroniques connexes, étant donné que le complexe du réacteur K a été utilisé à des fins de classification. Enfin, des discussions avec les développeurs du programme MELCOR indiquent, heureusement, que des développements et perfectionnements récents du programme MELCOR semblent indiquer que le programme conviendra à la modélisation des structures propres au NRU en ce qui a trait à la progression de la fusion du cœur, y compris le transfert thermique axial accompagné de rejets de produits de fission, compte tenu des propriétés des matériaux UAL avec quelque effort. Par conséquent, indépendamment du fait que le système MELCOR/SR soit disponible à EACL ou à la CCSN pour des études sur le NRU, on estime que le programme MELCOR commandité par USNRC pourrait aider à réaliser des études sur la progression de la fusion du cœur d'un NRU, à caractériser le transport de radionucléides dans le circuit de confinement et à évaluer intégralement les charges de vapeur.
Enfin, sur demande de M. Leung (d'EACL) et avec l'accord de la CCSN, des demandes précises ont été faites pour confirmer et appuyer ma propre évaluation des ressources requises pour réaliser des études liées à la sûreté des accidents graves dans les réacteurs de recherche d'environ 100 MW aux États-Unis. En raison de la différence de coût par année-personne aux États-Unis comparativement au Canada et ailleurs, nous avons inclus des renseignements à ce sujet (transmis à titre de renseignements confidentiels) pour ce qui est du temps-personne et du niveau d'effort. Ces renseignements sont inclus dans le rapport. Une comparaison directe indique que le niveau d'effort actuel déployé par EACL pour la caractérisation de sûreté des accidents graves NRU est beaucoup plus faible à notre avis et cela est évident dans les documents NRULE que nous avons examinés pour la CCSN dans le cadre de cet effort. Nous aimerions ajouter à ce commentaire et à cette conclusion que nous ne sommes pas en train de formuler un jugement négatif sur la compétence technique du personnel d'EACL ni à l'endroit des entrepreneurs qui à notre avis son fort compétents; nous aimerions également faire remarquer que le niveau d'effort extrêmement restreint commandité par EACL est fort probablement la cause du niveau inadéquat d'assurance de la sûreté, comme l'indiquent les études limitées et le niveau de sophistication présenté dans leurs documents NRULE.
Selon notre expérience, l'état actuel des connaissances et les méthodes utilisées et présentées par EACL ne sont pas assez solides pour confronter l'examen minutieux international qui jugera de la sûreté de l'installation NRU en cas d'accident grave, mais il serait possible de rectifier la situation en renouvelant l'effort visant à corriger les lacunes indiquées dans ce rapport. à notre avis, les commentaires d'examen et l'orientation fournis dans l'ébauche du rapport annexé orienteront les prochaines améliorations à apporter afin de respecter les normes internationales. Une installation de classe internationale comme le NRU mérite cet effort.
RSP-0217 – Enquête sur le rôle de la rupture des conduites dans l’autorisation des réacteurs CANDU où il y a contre-réaction de réactivité positive au vide, et application crédible de la détection rapide (fuite avant rupture)
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Ce rapport porte sur la fréquence des fuites dans les circuits de refroidissement du réacteur (CRR). MELCOR La méthode MELCOR suppose que les exigences de la clause 6.1 du document d'application de la réglementation (ébauche) pourraient être satisfaites si la probabilité qu'une brèche suffisamment grande pour vider le réacteur était si faible qu'à toute fin pratique il n'y aurait pas de contre-réaction de réactivité positive du vide.
Dans le passé, les statistiques relatives aux défaillances, basées principalement sur les centrales à combustible fossile, ou extrapolées à partir de données relatives à de petites fuites, n'indiquaient pas que la fréquence des fuites étaient extrêmement faible. Des décennies plus tard, on dispose de davantage de données et de meilleurs moyens de l'analyser. Dans le cas des CANDU, la fréquence prévue des ruptures (entre quelques dizaines et quelques milliers de gallons par minute) par réacteur-année (r×a) est de 4,2 x 10-7/r×a pour une conduite de 18 po du CCP (circuit caloporteur primaire) et de 3,6 x 10-7/r×a pour un collecteur de 22 po de diamètre. Les fuites provoquées par certaines de ces brèches pourraient être infinies; dans d'autres cas, les fissures pourraient continuer de croître jusqu'à atteindre la longueur critique et mener à une rupture guillotine double, à moins d'une intervention de l'opérateur.
Afin d'éviter les pointes de puissance, des mesures d'atténuation devraient être prises avant que le taux de fuite ne dépasse la capacité des pompes d'appoint et que le vidage ne débute; cette situation se produit bien avant que la fissure ait atteint une longueur critique. Dans le cas d'un CANDU, le vidage, ou expulsion du caloporteur, peut débuter par une fissure observée dans une conduite dont le diamètre est de 4 po ou moins. Cela comprend les conduites d'alimentation; par conséquent, la relation entre la capacité d'appoint et le diamètre des conduites d'alimentation est critique.
La conception du contrôle de la réactivité, du refroidissement du cœur et du confinement dans un réacteur CANDU est fondée sur des hypothèses reposant sur des ruptures guillotines doubles (RGD), habituellement des ruptures de collecteurs ou des ruptures dans le circuit primaire. En outre, l'expulsion du caloporteur peut être causée par une erreur de l'opérateur ou par une défaillance d'une composante. Les statistiques s'y rapportant ont été incluses avec des estimations du taux de fuite et combinées aux résultats de la mécanique de fissure probabiliste. Ensuite, la proportion des fissures qui se propageraient rapidement et qui pourraient dégénérer en RGD a été estimée, en supposant que la fatigue serait le principal mode de défaillance. Cela donne des taux de défaillance RGD de 7,7 x 10-10/r×a pour les conduites de 18 po et de 8,8 x 10-10/r×a pour les collecteurs de 22 po. Les taux de défaillance des petites conduites sont beaucoup plus élevées.
Si le critère d'acceptation pour la fréquence de la RGD était fixé comme étant « extrêmement faible », c'est-à-dire inférieur à 1 x 10-6, alors toutes les conduites du CCC dont le diamètre dépasse 7 po auraient des taux de défaillance « extrêmement faibles » si la FAR (fuite avant rupture) était créditée. Si la FAR n'était pas créditée, seules les conduites dont le diamètre est supérieur à 18 po auraient des taux de défaillance extrêmement faibles.
Dans les réacteurs CANDU, le seuil de détection des fuites est très bon, mais l'intervention requise en cas de fuite est mal définie. Si l'intervention en cas de fuite dans une centrale était rapide, la détection des fuites avant qu'elles n'atteignent le taux dépassant la capacité d'appoint permettrait de créditer la FAR comme étant un autre élément de défense en profondeur. Un accroissement potentiel de la puissance pourrait être freiné sans attendre, ou sans avoir à se fier aux signaux de déclenchement des systèmes d'arrêt d'urgence.
Résumé : La fréquence des fuites (entre des dizaines et des milliers de gallons par minute) dans une conduite de 18 po ou plus est extrêmement faible. Le fait de créditer l'intervention efficace en cas de fuite, soit la FAR, ferait passer la taille de conduite ayant un taux de défaillance extrêmement faible à 7 po ou plus.
Par conséquent, compte tenu des exigences législatives relatives à l'intervention de l'opérateur en cas de fuite en moins d'une heure, la fuite avant rupture devrait être créditée pour toutes les conduites du circuit caloporteur primaire dont le diamètre est supérieur à 7 po (18 mm). Étant donné qu'une rupture guillotine double des conduites dont le diamètre est inférieur à cette valeur risque d'entraîner une expulsion du caloporteur, cela ne permettrait pas de confirmer que la contre-réaction de réactivité du vide positive était également extrêmement faible.
La question préoccupante est le fait que la fréquence des défaillances de conduite qui pourrait vider le réacteur est trop élevée pour être ignorée (3,3 x 10-2), ce qui correspond à une rupture du collecteur d'entrée du réacteur de 2,5 %, alors que le critère d'un taux de défaillance extrêmement faible, si faible qu'il est négligeable, est une rupture du collecteur d'entrée du réacteur de 6 %. Par conséquent, il est peu probable qu'un titulaire de permis affirme que le vidage pourrait être raisonnablement évité. Les arguments relatifs à l'autorisation d'un réacteur à réactivité du vide positive devraient reposer sur la probabilité d'un degré tolérable d'expulsion du caloporteur.
RSP-0218 – Orientation sur le respect des attentes réglementaires liées aux aspects de la sûreté technique touchant la protection contre les actes malveillants
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
Suite aux événements survenus le 11 septembre 2001, une série d'initiatives ont été entreprises à la CCSN, dans le but de réduire considérablement les risques associés aux actes malveillants. Ces initiatives ont permis de réaliser plusieurs évaluations des titulaires de permis, au cours desquelles les aspects liés à la protection physique (sécurité) contre les actes malveillants et les aspects techniques liés à la sûreté de cette protection ont été analysés.
Dans le cadre du projet sur la robustesse, le personnel de la CCSN a établi la nécessité de documenter de manière plus officielle les attentes réglementaires relatives aux aspects techniques liés à la sûreté dans le but de protéger les installations contre les actes malveillants. Le présent rapport s'inscrit dans le cadre de cette initiative.
Au cours de l'élaboration du rapport, nous avons discuté des actes malveillants possibles dans le contexte des centrales nucléaires futures. Les actes malveillants possibles que nous avons examinés dans le rapport sont dérivés de nos travaux, contenus dans le chapitre 1 intitulé « Examen des pratiques internationales ». Il s'agit d'un ensemble de menaces pour lesquelles il existe un consensus sur le plan international et qui sera appliqué aux centrales nucléaires futures.
Au chapitre 2, nous avons dressé la liste de ces événements et les avons paramétrisés de manière systématique afin de comprendre et d'illustrer les conséquences techniques sur le plan de la sûreté de ces événements sur les structures, les systèmes et les composants clés des centrales nucléaires futures. Nous avons misé essentiellement sur l'importance de protéger au moins l'une des voies de réussite (mise à l'arrêt, évacuation de la chaleur de désintégration et confinement des matières radioactives). Nous avons soulevé des questions importantes, comme la progression des dommages en cas d'accident (perte d'intégrité structurale au fil du temps) qui seraient à considérer du point de vue du sauvetage, de la lutte contre l'incendie et du point de vue opérationnel. Ces questions pourraient avoir des incidences sur l'aménagement et les techniques de construction défensives, comme l'évitement d'un effondrement progressif. Dans l'ensemble du rapport, nous avons mis en lumière l'importance de l'infrastructure de protection physique à l'appui des préoccupations relatives à la robustesse de la structure.
Au chapitre 3, nous formulons des recommandations en vue de faciliter l'élaboration des exigences réglementaires visant à s'assurer que les actes malveillants hypothétiques n'auront pas de conséquences inacceptables. Nous recommandons quatre ensembles de documents d'application de la réglementation qui devraient aider les titulaires de permis à créer des programmes leur permettant d'obtenir les résultats escomptés en matière de protection contre les actes malveillants.
RSP-0219 – Examen de la conception de la couche de couverture et du revêtement et des plans de construction : rapport de conception technique préliminaire du projet de gestion des déchets radioactifs de faible activité de Port Hope, volume 1, plan de conception et d’exploitation (LLRWMO-1340-PDD-12001), révision 0
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
La conception de la couche de couverture et du revêtement proposés pour l'installation de gestion des déchets radioactifs à long terme de Port Hope, tel qu'indiqué dans le rapport de conception technique préliminaire [Volume 1, LLRWMO-1340-PDD-12001, Révision 0, juillet 2006] (le Rapport) est considéré comme étant fiable dans l'ensemble. Si les questions soulevées dans cet examen sont traitées et si la conception, les spécifications et les schémas de construction détaillés sont assujettis à un examen par les pairs en vue de confirmer que les questions soulevées dans le document sont traitées efficacement, il est probable que le « taux de suintement inférieur à 1 mm/année » de la décharge précisé dans le Rapport d'étude d'évaluation environnementale sera respecté au cours de la période de 500 ans envisagée.
Les commentaires formulés dans cet examen devraient être considérés compte tenu du contexte. Le Rapport qui a été examiné est un rapport de conception technique préliminaire et, à ce titre, il contient des renseignements détaillés pertinents pour un examen conceptuel, mais pas pour une évaluation exhaustive de la performance éventuelle. On s'attend à ce que le rapport de conception détaillé contienne des renseignements plus complets, y compris les procédures de contrôle de la qualité et d'assurance de la qualité relatives à la construction ainsi que les spécifications détaillées. Bien que cet examen cerne des questions qui n'ont pas été traitées dans le Rapport et qui devraient l'être, il ne s'agit pas d'une étude critique, étant donné que ces renseignements détaillés ne sont pas habituellement fournis dans un rapport de conception technique préliminaire. Il s'agit plutôt d'une « liste de vérification » ayant pour but de faciliter la préparation du rapport et son examen. Nous sommes d'avis que si ces questions sont traitées (et nous estimons qu'elles peuvent toutes l'être), cette décharge permettra d'assurer le confinement à long terme des déchets proposés et ce, de manière sûre.
Il n'y a pas de raison pour laquelle un dispositif de collecte du lixiviat primaire ayant une durée de vie de plusieurs centaines d'années ne conviendraient pas à ce site. Cependant, la conception actuelle ne permet pas, selon l'examinateur, d'assurer un rendement adéquat à long terme pour le dispositif de collecte du lixiviat primaire. Des facteurs particuliers à considérer dans la révision de la conception du dispositif de collecte du lixiviat primaire et la préparation d'un rapport de conception détaillé, des schémas de construction et de spécification ont été indiqués.
Étant donné la nature des déchets et le fait que la conception du dispositif de collecte du lixiviat primaire devrait être révisée afin de régler les questions soulevées dans cet examen, la conception de la couche de drainage du lixiviat secondaire avec une conductivité hydraulique dépassant 1 x 10-4 m/s est considérée comme étant raisonnable. Cependant, on recommande que la redondance soit considérée en tenant compte du puisard dans la couche secondaire (ainsi que dans la couche primaire).
Le Rapport précise les facteurs à considérer pour ce qui est de la doublure d'argile synthétique compactée. Pour l'instant, les renseignements sont adéquats. Cependant, afin de préparer la conception détaillée finale et les spécifications, des travaux additionnels sont requis, tel qu'indiqué dans l'examen (y compris la considération de la compatibilité argile-lixiviat).
Le Rapport ne traite pas de l'échange potentiel des cations entre la doublure d'argile géosynthétique (DAG) et le sol adjacent, ni de l'essai potentiel de la conductivité hydraulique de la DAG). Il ne traite pas non plus de manière adéquate du potentiel de gel-dégel de la DAG dans la couche de couverture de la décharge. Pour veiller à ce que la faible conductivité hydraulique présumée dans la DAG proposée pour la couche de couverture soit respectée, il faut démontrer soit : a) que le gel n'affectera pas la DAG; b) que la géochimie des fluides dans les pores dans le sol adjacent à la DAG sera telle que l'échange de questions ne sera pas important ni probable.
Le promoteur a indiqué que l'on s'attend à ce que la production de chaleur potentielle suite à la décomposition des composants organiques des déchets mélangés soit de beaucoup inférieure à celle des sites de décharge de déchets municipaux et qu'il n'y ait pas de chaleur mesurable générée par la désintégration radioactive des déchets. D'après ce qui précède, on s'attend à ce que la température du revêtement soit très semblable à la température ambiante du sol environnant.
Si l'on présume que cette information est exacte, la température du revêtement pourrait être inférieure à 20 oC, ce qui donnera une durée de vie en service acceptable (supérieure à 500 ans) pour les géomembranes et réduira le risque de dessèchement de la doublure d'argile à cause de la chaleur générée par les déchets. Cependant, on recommande que la température du revêtement soit surveillée dans chaque cellule afin de confirmer la validité de l'hypothèse voulant que la température du revêtement soit très semblable à la température ambiante du sol environnant.
La DAG et les doublures d'argile compactée (DAC) sont susceptibles de rétrécir et de se fissurer par dessèchement, particulièrement lorsqu'elles se trouvent en dessous d'une membrane géotextile (MG) dans un revêtement composite. Dans le Rapport, on n'indique pas de mesures visant à réduire au minimum le risque de dessèchement de la DAC ou de rétrécissement et le risque d'ouverture du panneau de la DAG durant la construction. C'est pourquoi le rapport de conception détaillé devrait traiter des sujets suivants : a) les procédures de construction qu'il faudrait adopter pour s'assurer qu'il n'y aura pas de dessèchement de la DAC avant ou après qu'on l'ait recouverte d'une géomembrane et avant la mise en place des déchets; b) les spécifications relatives à une DAG qui a une faible probabilité de rétrécissement.
Les fuites par les revêtements composites proposés pour l'IGDLT (installation de gestion des déchets à long terme) dépendent grandement de la présence et de la taille des ouvertures et de l'emplacement des ouvertures par rapport aux plis. C'est pourquoi il faut a) détecter et réparer les trous qui se forment durant la construction et b) réduire au minimum la formation potentielle de trous pendant et après la mise en place des déchets. Les commentaires dans le Rapport concernant l'installation de la géomembrane et les essais des joints de membrane sont raisonnables dans le contexte d'un rapport préliminaire, mais il faudra élaborer davantage dans le rapport de conception détaillé.
Le rapport de conception détaillé devrait traiter des questions suivantes :
La conception actuelle prévoit des couches drainantes granulaires au-dessus de la géomembrane (dans un des cas, elles sont séparées de la géomembrane par un géocomposite et dans un autre cas, par une membrane géotextile). Si l'on considère que ces couches sont constituées de sable ne contenant pas de grain anguleux (ou gravier libre) qui pourrait perforer la géomembrane, elles devraient fournir une protection adéquate de la géomembrane, en supposant que les spécifications de construction appropriées sont adoptées. La membrane géocomposite au-dessus de la géomembrane primaire devrait réduire l'allongement en traction dans la géomembrane sous-jacente. Si cette caractéristique est retenue dans la conception, des essais seront requis pour confirmer que le géocomposite proposé ne causera pas d'allongement en traction important dans la géomembrane dans des conditions de terrain simulées.
Si la conception est modifiée afin de traiter des questions soulevées dans cet examen concernant la conception du dispositif de collecte du lixiviat primaire afin d'inclure une couche drainante de gravier grossier (tel qu'indiqué dans le Règlement de l'Ontario 232/98, annexe 1), il sera nécessaire d'assurer la protection adéquate de la géomembrane. Une couche de sable ne contenant pas de particules anguleuses (ou gravier libre) a le potentiel d'assurer sa protection.
Les plis dans la géomembrane augmentent le potentiel de migration des contaminants par les ouvertures dans la géomembrane à l'emplacement du pli ou à proximité de celui-ci, ainsi que le risque de formation d'autres ouvertures. Le Rapport ne traite pas des questions liées aux plis. Bien qu'il soit difficile, et non essentiel, de construire une géomembrane sans plis, les spécifications de la construction et le rapport de conception détaillé doivent traiter de la question de la réduction au minimum des plis qui demeureront en place une fois que la géomembrane sera recouverte.
Les calculs des fuites par les revêtements composites utilisés dans le Rapport d'évaluation des essais environnementaux (annexe C) semblent être fondés sur des techniques qui sous-estiment les fuites observées par les revêtements composites et ne pas prendre en compte les effets des plis. Selon les examinateurs, les fuites observées ultimement à l'IGDLT peuvent dépasser celles indiquées par les calculs de l'annexe C, même en supposant une bonne conception, une bonne construction et un bon contrôle/une bonne assurance de la qualité de la construction.
Le transport d'advection et de diffusion des contaminants et l'utilisation du Programme POLLUTE dans le Rapport d'évaluation des essais environnementaux sont considérés comme étant appropriés. Cependant, le choix des paramètres et la modélisation elle-même (tel qu'indiqué à la section D8) n'ont pas été examinés, étant donné qu'ils dépassent la portée de la présente évaluation.
Le rendement à long terme d'une géomembrane dépend de ses propriétés, de l'allongement en traction de la géomembrane, de l'exposition aux produits chimiques dans le lixiviat et de la température. Le rapport de conception détaillé devra fournir les spécifications détaillées des propriétés de la géomembrane qui maximiseront la durée de vie probable en service de celle-ci. La géomembrane doit respecter les spécifications de GRI GM-13 et du Règlement de l'Ontario 232/98 (annexe 3). L'allongement en traction de la géomembrane peut être réduit au minimum (et par conséquent sa durée de vie peut être maximisée) par les moyens suivants : a) réduire au minimum la présence de particules anguleuses (gravier) dans le sol sous la géomembrane/les composites DAG et dans la DAC contenue dans la géomembrane/DAC composite; b) assurer une protection adéquate au-dessus de la géomembrane et c) réduire au minimum les plis dans la géomembrane.
Le Rapport indique qu'il n'y pas de concentration maximale qui exclurait des matériaux de la nécessité d'être gérés à l'IGDLT (paragraphe 8.1, p. 8-1). Ainsi, il sera important que les déchets qui contiennent des contaminants réduisant la durée de vie en service de la géomembrane, et plus particulièrement les déchets ayant des concentrations élevées de ces contaminants (p. ex. hydrocarbures, surfactants, métaux traces, etc.) se trouvent à un emplacement dans la pile de déchets qui est éloignée du revêtement. Cette question devrait être traitée dans le plan d'opération détaillé. Il est également recommandé que les caractéristiques du lixiviat soient surveillées au fil du temps.
En supposant que : a) les spécifications des géomembranes HDPE respectent à la fois le GRI GM-13 et le Règlement de l'Ontario 232/98 (annexe 3), que les questions cernées dans l'examen sont traitées adéquatement, c) que la température de la géomembrane ne dépasse pas 20 oC, et d) les caractéristiques du lixiviat en ce qui a trait aux contaminants ayant des incidences sur la durée de vie en service de la géomembrane ne dépassent pas celles contenues dans le lixiviat des DSM (déchets solides municipaux), la durée de vie en service des géomembranes dans les doublures primaires et secondaires est estimée à environ 600 ans et, par conséquent, elle dépasse la période de 500 ans prévue pour cette installation.
Les bermes dont la pente est de 2:1 à l'intérieur de la décharge sont considérées comme étant abruptes et peuvent générer des contraintes non souhaitables dans la doublure (particulièrement les géomembranes). Il est recommandé que ces pentes soient réduites à 3:1.
Le Rapport de conception détaillé devrait inclure des détails concernant les essais, l'inspection et les programmes de surveillance à réaliser avant, pendant et après la construction de la doublure, durant les opérations et après la fermeture de l'installation. Le Rapport traite un nombre limité de ces questions. Cet examen a mis en lumière un certain nombre de facteurs qui devraient être considérés dans le Rapport de conception détaillé. Il devrait également y avoir un examen réalisé par une firme indépendante (tierce partie), possédant de l'expérience dans l'assurance de la qualité de la construction (AQC) pour les installations de décharge à revêtement possédant à la fois des doublures géosynthétiques et des doublures d'argile compactée, aux fins de l'assurance de la qualité de la construction.
Cet examen a permis de cerner un certain nombre de questions qui doivent être réglées afin de réduire au minimum les fuites dans les eaux souterraines sous-jacentes. En autant que ces questions soient traitées adéquatement et qu'une assurance de la qualité de la construction appropriée soit réalisée par un tiers, pendant la construction, on estime qu'il est probable que le taux de fuite moyen annuel de la décharge après la fermeture soit inférieur à la valeur de 1 mm/année supposée dans le Rapport d'étude d'évaluation environnementale au cours de la durée de vie de 500 ans de l'installation.
RSP-0220 – Mise à l’échelle des expériences sur les APRP graves à l’installation RD-14M (GAI 00G01) : Examen du rapport COD-04-2023 : Évaluation de la mise à l’échelle du réacteur à l’installation RD-14M pour l’expulsion du caloporteur pendant une pointe de puissance, selon le scénario d’un APRP dû à une grosse brèche : Application à une brèche de 20 % dans le collecteur d’entrée du réacteur de Point Lepreau
Nota : Ce rapport a été soumis en anglais et est disponible en anglais seulement. Pour plus de renseignements, veuillez vous référer au résumé du rapport ci-dessous.
La contre-réaction de réactivité du vide positive dans les réacteurs CANDU entraîne une pointe de puissance de fission après un APRP dû à une grosse brèche. La pointe de puissance peut compromettre sérieusement l'intégrité du combustible, selon le débit et l'importance de l'expulsion du caloporteur.
La CCSN a créé un dossier générique (le dossier 00G01) en 2001 pour toutes les centrales CANDU afin de mettre en lumière l'importance de créer des modèles informatiques exacts en ce qui a trait aux prévisions du vidage des canaux. Par conséquent, il est important de valider les programmes informatiques en s'assurant que tous les aspects importants du vidage des canaux durant un APRP dû à une grosse brèche dans un réacteur CANDU sont simulés dans des expériences mises à l'échelle de manière appropriée. L'installation d'essai disponible est la RD-14M et elle fonctionne par chauffage électrique. Le rapport COD-04-2023 est la deuxième analyse de mise à l'échelle présentée par l'industrie et basée sur une méthode de mise à l'échelle en deux étapes (H2TS).
L'examen montre que l'analyse suit en principe les étapes de la méthode H2TS, sauf dans deux cas. Le rapport doit être éclairci et révisé pour fournir des critères de mise à l'échelle illustrant l'augmentation de la puissance de fission, l'arrêt de la puissance de fission, le comportement du combustible, la contre-réaction due à la puissance de fission pour la production de vapeur et possiblement le ralentissement des pompes. à des fins d'exhaustivité, l'analyse de mise à l'essai doit être révisée en vue d'inclure la mesure des agents de changement négligés, notamment le chauffage γ et la contre-réaction de la puissance de fission dans la création de vides. Les groupes de mise à l'échelle doivent être interprétés physiquement et certaines contradictions apparentes doivent être résolues par des explications ou une révision des conclusions. Les conclusions à tirer de l'analyse H2TS ont été utilisées comme hypothèses de départ sans corroboration. Cela fait en sorte que l'analyse H2TS actuelle n'est pas vérifiable. L'analyse de la mise à l'échelle dépend considérablement des expériences et des simulations informatiques qui restent à être qualifiées par la même analyse de mise à l'échelle.
Sans critère de mise à l'échelle du réacteur pour la puissance de fission et le comportement du combustible, il n'y a aucun moyen de dire si l'installation RD-14M non nucléaire peut simuler des excursions de puissance de fission dans un réacteur nucléaire; aucune distorsion d'échelle ne peut être estimée. La fraction du vide dans l'installation RD-14M doit être évaluée et le signal doit être utilisé pour contrôler le chauffage électrique dans les éléments de chauffage de l'installation RD-14M.
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