Sommaires des rapports de recherche 2007–2008

Les exigences relatives à l’évaluation du site contenues dans les cadres réglementaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), de l’USNRC (United States Nuclear Regulatory Commission), de la STUK (Autorité finlandaise pour la sécurité nucléaire et la radioactivité et de l’Agence internationale de l’énergie atomique [AIEA]), soit celles précisées dans les exigences de sûreté et la collection sécurité ont été examinées. Des documents fournis par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) ont également été révisés afin de tenir compte de toute exigence appliquée aux programmes d’évaluation du site des centrales nucléaires.

Ces examens ont permis de cerner des similitudes et des différences dans les exigences d’évaluation du site proposées par les différentes compétences, qui constituent le fondement des observations et des recommandations faites par l’entrepreneur et destinées à la CCSN en ce qui concerne l’élaboration des exigences relatives au permis de préparation du site d’une nouvelle installation nucléaire au Canada.

La procédure d’évaluation proposée pour les défauts de corrosion caverneuse aux points de contact des patins d’appui dans les tubes de force CANDU a été évaluée en foction des aspects suivants : prudence dans l’analyse, statistique relative aux dimensions du défaut, mécanisme de corrosion et propension à l’arrêt automatique ou autres caractéristiques souhaitables.

Nous estimons que l’analyse de la mécanique ne peut pas être critiquée en ce qui a trait à la prudence. Nous aurions cependant aimé voir un énoncé plus explicite à selon lequel la contrainte locale maximale dans le pire défaut de corrosion caverneuse étant très proche de la contrainte seuil menant à la FHR (fissuration par hydruration retardée) dans une surface plane, les considérations relatives au «raidissement des entailles» laissent supposer que la contrainte seuil locale ne sera pas atteinte, et que celle-ci doit même être plus élevée.

Il ne semble pas y avoir de problèmes en ce qui concerne les données sur les dimensions des défauts. Cependant, la possibilité de chutes répétées d’un patin d’appui sur un point en particulier n’a pas été analysée de manière convaincante. Nous croyons qu’il conviendrait de mieux établir le bien-fondé de l’improbabilité d’un tel mécanisme.

Nous estimons que la description du mécanisme de corrosion qui prévaut au sein de l’industrie n’est pas complète. On met trop l’accent sur les notions de transport à l’état solide et pas assez sur la propension du Zr à se dissoudre (bien que ce soit temporaire) dans des solutions alcalines sous forme de « zirconate ». Nous citons la documentation de la communauté de scientifiques œuvrant en géochimie pour illustrer le fait que cette dissolution est considérée comme admise par certains chimistes. En ce qui a trait à l’effet spécifique des cations de Li, nous trouvons étrange que l’industrie était prête à rejeter dans son ensemble le rôle de l’alcalinité et de la complexation, ou même de la dissolution, en ce qui a trait à la corrosion du Zr dans les solutions de LiOH, simplement parce que le LiOH est plus agressif envers un alliage en particulier (sans l’être nécessairement envers tous les alliages), qu’envers le NaOH ou le KOH. Des analogies avec la corrosion de l’aluminium nous viennent à l’esprit, bien que personne ne puisse nier que l’aluminium se corrode dans les solutions alcalines à cause du fait qu’il est solubilisé sous forme d’aluminate.

Nous croyons qu’il serait avantageux pour l’industrie de reconnaître que la dissolution joue un rôle dans la corrosion caverneuse, étant donné que cela militerait en faveur d’un certain contrôle de la diffusion permettant d’éviter l’«affûtage» des défauts.

Cependant, il faudrait expliquer pourquoi les solutions de LiOH semblent être plus agressives que des solutions de NaOH ou de KOH ayant un pH semblable, à la température ambiante, au moins envers les alliages de zircaloys – l’effet sur le Zr-Nb n’est pas tellement clair. Les auteurs ont attribué cet effet à la « petite taille » du cation Li, ce qui facilite supposément sa pénétration dans le réseau de l’oxyde de zirconium. On n’explique pas très clairement comment cela risque de causer de la porosité ou de favoriser autrement des taux de corrosion élevés. Nous proposons une autre spéculation, basée sur des recherches récentes portant sur les zirconates comme milieu de stockage du CO₂, qui pourrait être avantageuse pour la stabilité variable des zirconates solides de Li, de Na et de K.

Nous ne trouvons pas de preuve selon laquelle, durant le séjour d’un patin d’appui, la réaction de corrosion est « autolimitative » de quelque manière que ce soit. D’anciennes données de Westinghouse utilisant des contacts de patins d’appui modèles ont parfois été mal interprétées – en fait, elles montrent que le taux de corrosion devient presque constant au fil du temps.

Le présent rapport décrit les activités et méthodes employées pour la présentation des données canadiennes au Projet international d’échange de données sur les causes communes (EIDC). Le projet international EIDC a été mis sur pied par l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) dans le but de favoriser la coopération en ce qui a trait à la collecte et à l’analyse de données sur les événements à défaillances imputables à des causes communes (DCC) survenus dans des centrales nucléaires. La CCSN a mis sur pied son propre projet dans le but de recueillir des données sur les centrales canadiennes et remplit ses obligations en vertu de l’entente internationale EIDC. Il s’agit de la troisième campagne de collecte de données de la CCSN destinée à l’EIDC. Le rapport décrit les sources des données pour la collecte réalisée auprès des centrales nucléaires canadiennes, ainsi que les méthodes employées pour les analyser et les coder dans la base de données EIDC, et il contient quelques statistiques sommaires.

Dans le cadre du programme de conformité de la CCSN, la CCSN réalise des évaluations systématiques de tous les programmes de radioprotection des centrales nucléaires canadiennes. Le spécialiste du rayonnement de la CCSN et l’inspecteur sur place responsable de la radioprotection ont besoin d’outils spécifiques et efficaces pour effectuer cette surveillance.

La Direction de la réglementation des substances nucléaires (DRSN) dispose d’un système de surveillance appelé LOUIS, qui a fait ses preuves. Ce système informatisé donne l’orientation nécessaire pour élaborer un plan compatible et uniforme. Il évalue les dossiers relatifs à différents types d’activités, suit les tendances s’y rapportant, identifie et tient à jour ces dossiers; les activités visées sont l’examen des documents, ainsi que les inspections de type I et de type II. D’ici la fin de 2007, la Division de la radioprotection (DRP) prévoit utiliser le système LOUIS de la DRSN pour surveiller les programmes de radioprotection des centrales nucléaires au Canada.

L’objectif de ce projet est d’aider la CCSN à élaborer des outils de conformité qui seront utilisés par le spécialiste en radioprotection et les inspecteurs sur place pour évaluer les programmes de radioprotection des centrales nucléaires.

Expertise Omega Inc. est la société à laquelle on a confié l’élaboration des listes de vérification des inspections de type II pour Point Lepreau et Gentilly, qui seront utilisées par les spécialistes en radioprotection et les inspecteurs sur place de la CCSN dans le cadre de son programme de conformité, pour surveiller de près les activités liées au programme de radioprotection des centrales nucléaires.

La première tâche consistait à établir la portée des inspections en radioprotection avant de dresser les listes de vérification des inspections de type II. Ensuite, il fallait élaborer une démarche systématique permettant de s’assurer que les listes étaient uniformes, peu importe les centrales nucléaires visées, et s’assurer qu’elles seraient le moins possible assujetties à des révisions de procédures sur place.

Le modèle de radioprotection résultant répartit la sûreté en milieu de travail et la radioprotection en dix (10) modules qui sont représentatifs de tous les domaines de radioprotection qui doivent être inspectés ou vérifiés par les inspecteurs de la CCSN. Le modèle a servi de fondement à l’élaboration d’un ensemble de procédures d’inspection de type II à la fois pour Gentilly-2 et Point Lepreau.

Le modèle proposé et les produits à livrer résultants devront être validés par les spécialistes de la CCSN, particulièrement en ce qui a trait à la détermination de la réglementation applicable et aux caractéristiques du modèle, au cas où certains aspects de la radioprotection n’auraient pas été entièrement traités. Il faut effectuer la validation avant de procéder à d’autres étapes avec d’autres services publics canadiens.

L’intégrité structurale des conduites est importante sur le plan de la sûreté et de l’exploitabilité. À cet égard, de l’information sur la détérioration et la défaillance des composants et des conduites est recueillie et évaluée par les organismes réglementaires, les organisations internationales (p. ex. OCDE/AEN et AIEA) et des organismes de l’industrie partout dans le monde afin d’obtenir une rétroaction systématique relativement aux programmes de réglementation des réacteurs et aux programmes de recherche et développement associés aux essais non destructifs (END), aux programmes d’inspection en cours d’utilisation (IU), aux évaluations de la fuite avant rupture, aux IU tenant compte du risque et à l’évaluation probabiliste de la sûreté (PSA) mettant en cause la fiabilité des composants passifs.

Plusieurs pays membres de l’OCDE ont participé à la création du Projet d’échange de données sur la défaillance des conduites (OCDE/AEN) dans le but de favoriser la coopération multilatérale en ce qui a trait à la collecte et à l’analyse des données relatives aux incidents liés à la défaillance des conduites dans les centrales nucléaires.

Le projet a été officiellement lancé en mai 2002 sous l’égide de l’OCDE/AEN. Les organisations qui produisent ou réglementent plus de 80% de la production d’énergie nucléaire dans le monde fournissent des données au projet OPDE (de l’anglais OCDE Piping Failure Data Exchange) de l’OCDE/AEN. À ce jour, douze pays ont signé l’entente OPDE de l’OCDE (Belgique, Canada, République tchèque, Finlande, France, Allemagne, Corée du Sud, Japon, Espagne, Suède, Suisse et États-Unis). Le projet d’échange de données sur la défaillance des conduites de l’OCDE a été mis sur pied dans le but de compiler une liste de dossiers se rapportant aux défaillances de conduites survenues dans les centrales nucléaires. À l’heure actuelle, la base de données contient 3 547 dossiers fournis par les douze pays participants. La base de données a été conçue pour des activités multiples, et bien que ses objectifs actuels soient destinés à un élargissement dans le futur, la base de données appuie les points suivants:

1. analyse des tendances, y compris l’analyse du vieillissement
2. analyses statistiques ayant pour but de déterminer le taux de rupture des conduites et la fréquence des ruptures à utiliser dans les activités tenant compte du risque (p. ex. évaluation de la fréquence des accidents dus à la perte de réfrigérant, évaluation de la fréquence des événements qui déclenchent des inondations internes, évaluation de la fréquence de rupture de la ligne piézométrique de haute énergie, IR-IU et évaluation du risque, etc.)
3. source des paramètres de données pour les entrées dans les programmes de mécanique probabiliste de la rupture
4. analyse des mécanismes de détérioration (AMD) dans les applications associées aux inspections IR-IU
5. mise au point de mécanismes de défense contre les défaillances répétées (systématiques) des conduites
6. échange de données liées au service afin de repérer les conséquences génériques d’une défaillance de conduite spécifique et majeure

Ce rapport décrit l’état actuel de la base de données OPDE de l’OCDE/AEN après trois ans, ce qui donne un aperçu basé sur les événements visant les conduites pour lesquelles de l’information est recueilli dans la base de données. Le rapport contient un certain nombre de tableaux et de figures qui donnent un aperçu du contenu actuel pouvant être obtenu de ces dossiers, avec des données choisies allant de renseignements généraux (c’est-à-dire niveau de participation à la base de données de chaque pays membre), à de l’information très spécifique (p. ex. état opérationnel de centrale au moment de la découverte de la défaillance de conduite, dans le cas des réacteurs CANDU). Dans certains cas, des graphiques sont également utilisés pour comparer les données des réacteurs CANDU aux données de toutes les autres centrales nucléaires. D’après l’analyse des données contenues dans ce rapport, ainsi que d’après les données qui ne sont pas traitées ici, les spécialistes peuvent dériver des applications pouvant être utilisées n’importe où, allant de l’évaluation probabiliste de la sûreté à l’analyse de la détérioration des matériaux, en passant par l’élaboration de programmes pour leur centrale nucléaire.

Au cours des dernières années, l’industrie canadienne CANDU a mis au point une méthode d’analyse de la meilleure estimation et des incertitudes, soit la méthode BEAU (de l’anglais Best Estimate Analysis and Uncertainty) à titre d’outil de remplacement pour l’analyse de la sûreté. Cette méthode est conçue pour être utilisée lorsque les marges, prévues à l’aide de méthodes prudentes classiques, sont faibles. Plusieurs applications prototypes de la méthode BEAU ont été entreprises à ce jour; plus particulièrement, la première application complète de la méthode BEAU aux APRP à large brèche a été réalisée pour la CN de Darlington en 2003. L’industrie collabore maintenant à l’application de la méthode BEAU à l’analyse des APRP à large brèche à Pickering B, y compris l’application de la méthode BEAU (méthode d’analyse de la meilleure estimation et des incertitudes) au Canada. La motivation pour utiliser des programmes d’analyse utilisant le principe de la meilleure estimation (ME) et pour calculer les incertitudes liées aux résultats finaux est grande. Lorsque les valeurs calculées des paramètres clés, comme la température maximale de la gaine, sont connues avec une grande confiance pour limiter les transitoires, les opérateurs de centrale peuvent alors exploiter un grand nombre de techniques afin de maximiser l’efficacité opérationnelle de la centrale, la puissance de sortie et les cycles de centrale opérationnels. Ces capacités, à leur tour, permettent aux services publics d’électricité d’exploiter une centrale.

Cinq rapports ont été examinés :

• Lignes directrices sur l’application de la méthode d’analyse de la meilleure estimation et des incertitudes (BEAU) à l’analyse de l’autorisation liée aux accidents de dimensionnement, R.G. Huget et Amad Abdul-Razzak; COG-06-9012 Rév. 0, novembre 2006 (en anglais seulement)
• Analyse de la méthode BEAU appliquée aux APRP à large brèche à Pickering-B, Hong Xie et Chick-Bong So; document technique G0111/RP/019, 10 novembre 2006 (en anglais seulement)
• Méthodologie proposée pour l’estimation de l’incertitude liée au code et résultats de la démonstration de l’application, B. McLaughlin et J. Pascoe; NSS Report G0209/RP/002 R01, avril 2007 (en anglais seulement)
• Tableau d’identification et de classification des phénomènes initiaux et des paramètres clés, A.C. Dennier, C. Wong et S. Tantirige; NSS Report G0242/RP/002 R01, avril 2007 (en anglais seulement)
• Intégrité des canaux de combustible de la centrale nucléaire de Darlington, tableau d’identification et de classification des phénomènes liés à un APRP à rupture critique, H.E. Sills; NSS Report G0198/RP/001 R0), février 2007. Les principaux résultats figurent dans ce rapport (en anglais seulement).

Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à eau lourde (l’eau lourde agit comme modérateur et comme caloporteur) sous pression. En prévision du déclassement des centrales nucléaires, divers accidents doivent être envisagés dans la conception nominale des centrales afin d’assurer leur robustesse. Supposons le blocage complet d’un canal dans un réacteur CANDU. Un tel blocage extrême de l’écoulement pourrait donner lieu à une surchauffe du combustible, accompagné d’une défaillance des tubes de force, d’une fusion partielle des barres de combustible et d’interactions possibles entre le modérateur et le combustible en fusion (MFMI, de l’anglais Molten Fuel-Moderator Interactions). Le phénomène MFMI se produit immédiatement après la rupture du tube et comprend un mélange de vapeur, d’hydrogène et de combustible en fusion éjecté dans le modérateur avoisinant sous la forme d’un mélange de bulles de vapeur haute pression. Ce mélange de bulles accélère l’eau plus dense qui l’entoure, ce qui causera un mélange de bulles aux interfaces causé par les instabilités hydrodynamiques à cet endroit. Par suite des instabilités aux interfaces, de l’eau est entraînée dans le mélange de bulles en deux phases de plus en plus volumineux avec la masse et le transfert de chaleur déjà présents (p. ex. vaporisation de l’eau, oxydation du combustible).

Un modèle exhaustif est élaboré dans le but d’étudier ces phénomènes complexes résultant d’un blocage complet hypothétique et d’une défaillance complète des tubes. Le modèle dynamique sert de référence pour caractériser la réponse de pression due à une rupture du tube de pression et aux phénomènes connexes de MFMI. La modélisation théorique de ces phénomènes complexes interreliés n’est pas connue a priori et, par conséquent, une méthode semi-empirique est adoptée. Par conséquent, des travaux expérimentaux sont proposés dans le cadre de cette thèse afin de vérifier les hypothèses clés relatives aux instabilités de fluides aux interfaces, comme la fraction entraînée dans les bulles en expansion rapide.

L’Association canadienne de normalisation (CSA), en consultation avec la CCSN et l’industrie nucléaire canadienne, a entrepris l’élaboration d’une norme CSA sur le déclassement qui a pour code N294. Lors de la réunion initiale du Comité exécutif de la norme N294, les membres ont décidé que la production d’une norme sur laquelle la CCSN pourrait se fier profiterait d’une compréhension des normes internationales et des documents d’orientation existants. Un contrat a donc été lancé en vue d’entreprendre un examen et une évaluation de la documentation disponible.

Ce rapport présente la manière dont la méthode de qualité acquise permet de mesurer et de contrôler la qualité des produits livrables du projet du modèle d’évaluation probabiliste des taux de fuite dans le cadre du Projet des tubes des générateurs de vapeur. Pour ce projet, la mise en œuvre de la méthode de qualité acquise s’effectue en quatre étapes. Dans la première, on obtient une vision générale du projet au moyen du madre logique. Dans la deuxième étape, la structure de répartition de la qualité est élaborée pour chaque livrable de projet afin de déterminer ses critères et caractéristiques de qualité et, pour chaque critère, une fonction d’évaluation de la qualité est proposée. Dans la troisième étape, la structure de répartition du travail est élaborée pour déterminer toutes les tâches requises en vue de produire les produits livrables du projet selon leurs objectifs de qualité, temps et coût. Dans la dernière étape, les activités de la structure de répartition du travail sont liées à au moins un critère de qualité de la structure de répartition de la qualité pour mesurer la qualité acquise. Cette dernière permet de contrôler la qualité tout au log du déroulement du projet.

Dans la première étape, le cadre logique permet de brosser un tableau général précis et complet du projet. Le résultat de la mise en œuvre du cadre logique est une matrice appelée Logframe, qui présente les raisons pour lesquelles le projet doit être entrepris, son objectif, les produits livrables du projet, la manière dont ces derniers doivent être réalisés, et les risques pouvant entraver l’exécution sans accroc du projet.

On définit comme suit la valeur organisationnelle du projet :

1. pouvoir évaluer les stratégies d’inspection des tubes des générateurs de vapeur
2. pouvoir prévoir toutes les fuites importantes

Pour atteindre la valeur organisationnelle ci-dessus, la portée du projet a été établie, et les produits livrables du projet ont été établis comme suit :

1. des données expérimentales sur les taux de fuite associées à la corrosion des tubes, à la corrosion par piqûres et aux fissures (décembre 2008)
2. un modèle d’évaluation probabiliste (décembre 2008)
3. des rapports d’étape (tous les mois)
4. des rapports de situation (tous les 3 mois)
5. un colloque (octobre 2008)
6. un rapport final (décembre 2008)

Pour chacun des produits livrables du projet ci-dessus, on a déterminé les objectifs en termes de coût, de temps et de qualité. Dans la deuxième étape de la mise en œuvre de la méthode de qualité acquise, la structure de répartition de la qualité permet de définir les critères de qualité pour chacun des produits livrables du projet. La structure de répartition de la qualité aide les membres de l’équipe de projet à élaborer un ensemble de critères de qualité significatifs et mesurables pour chaque livrable de projet, ainsi que leur protocole d’évaluation.

Les caractéristiques de qualité et les critères de la structure de répartition de la qualité des données expérimentales sont définies comme suit :

Les deux caractéristiques de la structure de répartition de la qualité du modèle d’évaluation probabiliste sont présentées ci-après :

Les deux caractéristiques ci-après s’appliquent à la structure de répartition de la qualité du colloque :

La structure de répartition de la qualité des rapports intègre les deux caractéristiques ci-après :

Dans la troisième étape, on a déterminé au moyen de la structure de répartition du travail les activités requises pour générer les produits livrables du projet selon leurs objectifs. La structure de répartition du travail intègre quatre principales activités du projet : production des données expérimentales; élaboration d’un modèle d’évaluation probabiliste; organisation du colloque; production des rapports. La structure de répartition du travail aide les membres de l’équipe de projet à déterminer toutes les tâches qu’il faut accomplir pour réaliser les produits livrables du projet, ainsi que leur durée et les ressources requises pour les réaliser. Microsoft Project™ permet ensuite d’élaborer un échéancier de projet au moyen des diagrammes Grant.

Dernière étape pour finir : chaque critère de qualité est lié aux éléments de travail de la structure de répartition du travail au moyen d’une feuille Excel. Celle-ci permet d’évaluer et de contrôler la qualité tout au long du cycle de vie du projet.

Ce document présente un examen de l’« évaluation probabiliste de la susceptibilité aux cloques du réacteur 6 de Pickering-B », dossier CNRS n^o P0775/RP/001, Révision 00. Nous avons inclus notre rapport préliminaire aux fins d’intégralité et de commodité, la réponse du CNRS et d’OPG, nos questions de suivi sur tous les enjeux en suspens, et leur réponse après notre réunion du 25 juin 2007. Les renseignements figurent dans les quatre annexes jointes à ce rapport.

Dans l’analyse probabiliste de la susceptibilité aux cloques, les quatre éléments suivants sont importants :

• Modèle du mouvement des patins d’espacement : décrivant les probabilités de mouvement, la direction du mouvement et l’ampleur du mouvement.
• Modèle de la pénétration de l’hydrogène combinant l’apport initial d’hydrogène et de deutérium en quantité variable dans le temps, et une variable aléatoire décrivant l’écart entre la mesure des MES et celle des rebuts.
• Modèle du temps de contact décrivant l’heure et le point de contact entre le TF (tube de force) et le TC (tube de calandre) dans un canal de combustible donné sur un intervalle de temps particulier. Ce processus aléatoire est en général fonction du temps.
• Les trois modèles sont intégrés dans un modèle de simulation de Monte-Carlo, qui simule 60 000 cœurs de réacteur pour estimer la probabilité de la susceptibilité aux cloques dans la période d’évaluation.

Notre examen a notamment porté sur l’évaluation du bien-fondé de la méthodologie que le CNRS utilise pour traiter les aspects probabilistes de ces modèles, leurs modèles et les données employées pour obtenir les estimations.

Nous examinons ci-après chacun de ces quatre éléments, avant le mot de la fin.

1. Modèle du mouvement des patins d’espacement : Le CNRS a précisé que le modèle probabiliste du mouvement des patins d’espacement est fondé sur l’analyse de vraisemblance maximale qui permet d’obtenir la meilleure estimation. Bien que cette analyse fournisse des estimations de la variance associée aux paramètres du modèle, elles ne sont pas utilisées dans l’analyse. Nous avons indiqué que, dans ces cas, la meilleure estimation est en général fondée sur un quantile supérieur (p. ex. fractile 95 p. 100) d’une variable aléatoire. Nous aurions préféré que le CNRS intègre les incertitudes dans les estimations de l’analyse de vraisemblance maximale pour comprendre leur sensibilité aux derniers résultats, notamment lorsque le but de l’analyse est une évaluation probabiliste. Toutefois, nous comprenons que, dans le régime réglementaire axé sur le rendement, il appartient aux analystes du CNRS de définir leurs « meilleurs résultats », et il appartient à la CCSN de les accepter. Nous n’avons rien à ajouter sur ce point.
2. Modèle de pénétration de l’hydrogène : Nous avons observé que l’excès d’hydrogène est modélisé sur une variable aléatoire indépendante du temps. Dans le modèle de l’apport D2, les calculs du CNRS indiquent que le fait de garder la covariable Log HH/T très corrélée a pour effet d’augmenter la probabilité de formation des cloques d’environ 25 p. 100 pour 13 canaux. Bien que cela semble simple dans ce cas particulier, il n’est pas prudent de garder une covariable très corrélée dans un modèle de régression, parce qu’il est difficile d’interpréter les paramètres estimés. La réponse illustrée dans la figure 3 (annexe 4) indique que les résidus s’écartent considérablement de la normale, en particulier dans la région de la queue.
3. Modèle du temps de contact TF-TC : Le CNRS a élaboré un modèle à base de régressions pour prédire l’heure, le lieu et l’étendue du contact TF-TC pour une configuration donnée de patins d’espacement dans un canal de combustible. Nous ne sommes pas en mesure d’évaluer la validité statistique de ce modèle sans accéder au logiciel CDEPTH et aux résultats numériques utilisés pour produire ces modèles de régression. Il n’est pas clair non plus que l’incertitude de l’échantillonnage associée aux coefficients de régression a été prise en compte dans l’analyse. Nous pensons que le CNRS n’a pas inclus les incertitudes, comme le reflète leur réponse à notre question 19 dans leur présentation sur rétroprojecteur dans laquelle il a fait la déclaration générale : « La norme CSA N285.8-05 n’exige pas le calcul de limites supérieures qui tiennent compte de l’incertitude des paramètres d’entrée. »
4. Modèle de simulation : Nous pensons que l’évaluation probabiliste devrait établir que la probabilité de la susceptibilité aux cloques dans tout canal de combustible du cœur d’un réacteur est inférieure à une certaine limite (Groupe des propriétaires de CANDU 1065). Dans un sens technique, la probabilité cumulative du premier événement (susceptibilité aux cloques) pendant la période d’évaluation doit être suffisamment faible, parce que la susceptibilité aux cloques dans les canaux de combustible multiples n’est pas désirable. La probabilité d’au moins un événement peut être liée au nombre attendu d’occurrences qui, sur une année à pleine puissance d’un réacteur, est défini comme une fréquence dans la norme CSA N285.8. En réponse à nos questions sur la signification de la fréquence, le CNRS a offert 5 interprétations possibles à l’annexe 4, attribuant par erreur la première (a) aux examinateurs. En fait, seule l’interprétation (b) est pertinente, et nous ne pensons pas que d’autres interprétations subjectives sont justifiées. La courbe de la fréquence des dommages causés au cœur (FDC) de la figure 4 (annexe 4) est représentée comme une courbe continue, bien qu’elle soit un graphe interpolé pour quelques points dans le temps. Les points temporels utilisés dans la simulation doivent apparaître à la figure 4 et une explication doit être fournie sur la méthode d’interpolation. La figure 5 (annexe 4) illustre la courbe de la FDP (fonction de densité de probabilité) pour le temps écoulé avant la première cloque dans le cœur, mais cette fonction est une quantité vide de sens. Son intégrale, qui est la probabilité, est essentielle dans ce contexte. À l’annexe 4, on peut toujours lire, ce qui est incorrect : « La densité de probabilité du temps écoulé avant la première cloque dans le cœur est équivalente à une fréquence…». Dans les évaluations probabilistes, une limite supérieure sur la fonction de densité de probabilités est requise pour quantifier l’impact des incertitudes associées aux paramètres d’entrée. Sinon, elle devient une estimation moyenne, que le CNRS appelle la meilleure estimation. Selon le CNRS, la norme CSA 285.8 ne mentionne pas le besoin d’estimer une limite supérieure sur la fréquence des défaillances. Nous pensons que la norme précise des probabilités-cibles, idéalement. Comme une analyse probabiliste est fondée sur des hypothèses simplifiées et des données limitées, il est bon de fournir les marges d’incertitude et les meilleures estimations. Le Tableau 2 de la présentation initiale ne contient la liste que des canaux correspondant aux 13 plus grandes probabilités de dépassement du TFC (temps auquel débute la formation de la cloque) à 181 000 HEPP (heures équivalentes pleine puissance) (nous interprétons cela comme la probabilité cumulative – 155 000 HEPP à 181 000 HEPP). À plusieurs reprises, nous avons demandé les probabilités pour les 380 canaux. Après la réunion du 25 juin, nous avons été informés que les probabilités de dépasser le TFC sont nulles pour tous les autres canaux. Cela aurait dû être stipulé expressément dans le rapport. En dépit de cela, étant donné le grand nombre de canaux restants, la probabilité cumulative de dépassement du TFC quelque part parmi ces canaux, pourrait être appréciable en raison de l’erreur d’arrondissement. Nous aurions préféré pouvoir confirmer que tel n’était pas le cas. Les algorithmes de génération de nombres aléatoires utilisés dans Excel doivent être vérifiés, en raison des lacunes connues des algorithmes de simulation dans Excel (faible cycle de récurrence).

Mot de la fin : Outre les commentaires ci-dessus, les examinateurs recommandent que le CNRS reprenne le rapport en rappelant au départ les hypothèses et les modèles, y compris leur structure (par exemple le fait que parfois les hypothèses normales sont utilisées; d’autres fois les normales sont tronquées), la disponibilité des données, les méthodes de simulation, et la manière dont les données ont été collectées. Il faut ensuite préciser le problème, leurs conclusions, avant d’aborder l’analyse et s’assurer que le rapport est un document autonome. Les renvois aux notes de calculs externes doivent être réduits au minimum, et il faut inclure dans le rapport toute information nécessaire. Cela permet de faciliter la lecture et l’évaluation du rapport.

Pour finir, mentionnons que l’erreur associée au logiciel CDEPTH n’a pas été discutée dans le rapport. Nous comprenons que cela ne s’inscrivait pas dans le cadre de l’évaluation, mais a néanmoins un impact sur les erreurs dans les modèles d’analyse du mouvement des patins d’espacement et du temps de contact, parce que le code en sortie est injecté dans les simulations et les modèles de régression. Nous croyons que cette question est importante et que la CCSN pourrait l’examiner en profondeur.

On a reconnu que des lacunes entachent les normes (ou les politiques/exigences/directives équivalentes) qui s’appliquent à la conception et au fonctionnement neutroniques. De nouvelles normes contribueraient à la délivrance des permis de nouveaux réacteurs et pourraient aider à réglementer les réacteurs en place. Cette étude porte sur la pratique courante en termes de ce qui a émané de l’organisme de réglementation et de l’industrie. L’approche canadienne est comparée aux recommandations de l’Agence internationale de l’énergie atomique. Nous examinons la manière dont les normes pour la conception neutronique sont appliquées dans d’autres pays, et mettons l’accent sur les É-U. où la tradition a été très normative. Comme suite à cette étude, nous avons conclu qu’une approche plus systématique et complète que celle prévalant actuellement s’impose. La CCSN peut y souscrire en utilisant les divers éléments de l’ensemble des normes canadiennes, en utilisant les normes internationales, et en travaillant avec les intervenants. Les politiques/exigences/directives relatives à la conception neutronique devraient, à tout le moins, s’attaquer aux systèmes d’arrêt; à la réactivité intrinsèque, p. ex. répondre au besoin d’un coefficient de puissance négatif, et limiter le nombre d’insertions de réactivité possibles; à l’impact sur le comportement du combustible des transitoires/accidents.

De concert avec la CCSN et le secteur nucléaire canadien, l’Association canadienne de normalisation (CSA) a entrepris l’élaboration d’une norme visant le déclassement (la norme N294). Lors de la réunion initiale du Comité de direction sur la norme N294, il a été décidé que l’élaboration d’une norme à laquelle la CCSN pourrait accorder toute sa confiance bénéficierait de la connaissance et de la compréhension des normes et des documents d’orientation internationaux existant à ce sujet. Des mesures ont été mises en œuvre afin d’examiner et d’évaluer la documentation disponible à cet égard grâce au passage d’un marché (contrat) de consultation.

L’estimation précise de la fréquence de défaillance des conduites est une tâche importante pour l’évaluation probabiliste du risque et l’inspection en cours d’exploitation tenant compte du risque dans les centrales nucléaires. Plus particulièrement, dans la planification des inspections et des programmes d’entretien, on doit examiner la question de l’effet du vieillissement des centrales sur la fréquence de défaillance des conduites. Naturellement, s’il s’avère que le taux de défaillance augmente en fonction du vieillissement, en raison de la détérioration progressive des composants, il faudrait mettre en place des programmes d’inspection et de remplacement plus rigoureux afin d’assurer la sûreté de la centrale. Dans les documents publiés, plusieurs modèles probabilistes ont été proposés pour quantifier la fréquence de défaillance des conduites et ceux-ci ont été appliqués aux données contenues dans la base de données OPDE. Dans la plupart des études antérieures, le taux de défaillance des conduites est considéré comme étant constant, et l’effet du vieillissement n’est pas examiné de manière systématique.

Le présent rapport propose un nouveau modèle stochastique par processus ponctuel qui intègre à la fois la tendance temporelle et les effets propres à la centrale (ou à une cohorte) agissant sur le taux de défaillance. Une méthode statistique basée sur les probabilités est proposée pour estimer les paramètres du modèle. Le rapport présente une étude de cas permettant d’analyser les données relatives à la défaillance des conduites de catégorie 1 des REP (réacteurs à eau sous pression) et des REB (réacteurs à eau bouillante); ces données sont contenues dans la base de données OPDE. Les résultats originaux présentés dans le rapport montrent qu’il est important de tenir compte à la fois des effets du vieillissement et des effets de cohorte.

L’analyse de la fréquence de défaillance des conduites proposée peut être utilisée par l’industrie canadienne du nucléaire en vue de procéder à l’analyse de la fiabilité des systèmes de conduites, à l’analyse probabiliste de la sûreté et à la planification de la remise à neuf des centrales existantes. Cela est particulièrement important, étant donné que les données canadiennes contenues dans la base de données OPDE sont si disséminées qu’elles pourraient compromettre la réalisation d’une analyse statistique rigoureuse du taux de défaillance à l’intérieur des centrales nucléaires canadiennes. Il est recommandé d’accroître la collecte et les procédés d’enregistrement des données dans les centrales nucléaires canadiennes afin de mettre au point des modèles probabilistes améliorés du taux de défaillance des conduites et d’améliorer l’évaluation du risque.

Ce projet a été lancé par la CCSN en réponse à la mise en œuvre du Code de déontologie de l’AIEA, et du Plan d’action de l’AIEA sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives. On a perçu le besoin de mieux comprendre le nombre et l’emplacement des moniteurs-portiques de détection du rayonnement au Canada. Le projet visait donc à obtenir des listes d’utilisateurs des moniteurs-portiques de détection du rayonnement auprès des principaux fabricants, et d’en faire un suivi avec un questionnaire qui produirait des données sur la formation, l’expérience, les procédures, etc., relatives aux utilisateurs des moniteurs-portiques de détection du rayonnement. Toutefois, aucun des fabricants n’a voulu fournir l’identité de ses clients ou d’autres informations « sensibles ».

Le projet a été réorienté vers un mode de consultation intensive/d’enquête. Comme l’auteur jouit de 32 années d’expérience acquise dans le domaine des matières radioactives, et notamment des moniteurs-portiques de détection du rayonnement et leurs applications, nous pensons que ce plan d’action est valide. Les points ci-après ont été au cœur de ce projet :

1. Une partie des utilisateurs de moniteurs-portiques de détection du rayonnement, sur réception d’une alarme, retournent simplement le véhicule et l’envoient sans prendre des mesures sur la source radioactive.
2. Il n’existe, en fait, aucune norme sur le fonctionnement, la formation, la réponse ou l’utilisation des moniteurs-portiques de détection du rayonnement au Canada. Pour l’essentiel, chaque propriétaire de moniteur-portique de détection du rayonnement agit comme il l’entend.
3. Il faudrait songer à recommander vivement que tous les utilisateurs de moniteurs-portiques de détection du rayonnement reçoivent une formation en radioprotection propre au travail qu’ils accompliront; en particulier à l’identification des sources nucléaires, leur récupération et leur manutention.
4. Il faudrait enfin songer à offrir une méthode rapide, facile et économique, pour présenter un rapport sur les matières radioactives trouvées dans les moniteurs-portiques de détection du rayonnement et pour les éliminer.

L’objectif de ce rapport était d’évaluer la faisabilité des méthodes CFD actuelles en vue de faciliter les analyses de la sûreté futures pour ce qui a trait à la prévision du comportement des collecteurs durant certaines étapes des APRP hypothétiques survenant dans un réacteur CANDU. Les résultats généraux et les recommandations contenues dans le rapport peuvent être divisés en deux catégories :

1. avantages de l’élaboration de technologies CMFD au Canada en vue de leur application dans l’analyse de la sûreté des réacteurs
2. démarche recommandée pour maximiser les gains à l’aide de la méthode CMFD pour l’analyse des collecteurs CANDU lors d’un APRP

Un résumé des principales questions cernées pour chaque groupe figure ci-après. Des renseignements détaillés à l’appui de chaque question peuvent être trouvés dans la version intégrale du rapport. Les exemples techniques spécifiques indiqués dans le rapport sont principalement liés à la modélisation des APRP qui surviennent dans les collecteurs/conduites d’alimentation employés dans les réacteurs CANDU.

1. Avantages de l’élaboration de technologies CMFD au Canada en vue de leur application dans l’analyse de la sûreté des réacteurs

1-A. Questions techniques générales

• Améliorer la connaissance des phénomènes physiques et fournir une justification pour la mise à l’échelle : L’utilisation d’un cadre de modélisation pour l’écoulement biphasique et le transfert de chaleur est liée à l’identification adéquate de la topologie de l’écoulement et des interactions locales aux interfaces. Il est donc important de déterminer l’importance relative des phénomènes locaux individuels et du rôle qu’ils devraient jouer dans une catégorie de situations ou de problèmes donnés. Par conséquent, des études de délimitation de l’étendue et des analyses d’échelle appropriées peuvent être réalisées à la fois pour orienter la formulation des modèles et pour évaluer les résultats des prévisions.
• Vérifier l’uniformité de la formulation des modèles d’écoulement biphasique : La formulation du cadre et des équations principales, ainsi que des lois de fermeture connexes, fournit au modéliseur des possibilités multiples pour étudier le bien-fondé des différents concepts de modélisation et des hypothèses et de leur uniformité en rapport avec la portée des phénomènes physiques modélisés et avec le cadre mathématique utilisé à cette fin.
• Élaborer une méthode à la fine pointe de la technologie pour les réacteurs CANDU : Des efforts ambitieux et de nouvelles initiatives ont déjà été entrepris à différents endroits dans le monde afin de mettre au point des capacités de modélisation avancée et de simulation en thermohydraulique (dans les réacteurs nucléaires) et en sûreté. Par exemple, mentionnons le cas du Japon, de la France, de la Corée du Sud et des États-Unis. D’autres pays devraient se joindre à eux dans le futur, notamment des pays qui connaîtront une croissance rapide dans le domaine de l’énergie nucléaire en raison du fait que le nucléaire est la seule solution pour répondre à leurs besoins en énergie (par exemple Inde et Chine). Des gains à court et à long terme sont envisagés par suite de ces efforts. La disponibilité des capacités de prévision avancées et précises des systèmes de réacteurs dans des conditions d’accident pourrait bien devenir un « impératif » pour toute initiative en énergie nucléaire dans le futur, y compris l’application continue de la technologie CANDU et les progrès s’y rapportant.

1-B. Analyse de la sûreté pour la génération actuelle de réacteurs CANDU

• Amélioration des connaissances relatives aux phénomènes d’écoulement biphasique régissant la réponse des collecteurs/conduites d’alimentation grâce à des simulations CMFD à l’aide des données expérimentales existantes à titre de référence : Plusieurs expériences onéreuses, qui avaient pour but de mieux comprendre le comportement des collecteurs et des conduites d’alimentation des réacteurs CANDU dans des conditions d’accident anormales ont été réalisées au Canada dans le passé. Toutefois, l’utilisation des données acquises lors de ces expériences en vue d’améliorer nos connaissances sur le phénomène d’écoulement biphasique fondamental et en vue d’utiliser les données disponibles afin d’élaborer un cadre général pour les simulations informatiques à base des données des modèles mécanistes ont été, semble-t-il, plutôt limitées. Les preuves existantes, partout dans le monde (y compris, sans toutefois s’y limiter, l’industrie du nucléaire) montrent clairement que les efforts derrière l’élaboration de capacités de calcul avancées nécessitent habituellement un niveau d’investissement qui est beaucoup moins important que celui associé aux expériences à grande échelle et que la courbe d’apprentissage baisse rapidement une fois que l’expérience initiale est acquise. Ainsi, le démarrage d’un programme CMFD bien organisé a le potentiel de devenir une démarche rentable pour maximiser les avantages des travaux expérimentaux réalisés antérieurement.
• Réaliser des simulations multidimensionnelles CMFD pour évaluer l’importance des effets locaux sur les prévisions globales. Cette méthode permet d’assurer la confiance derrière les prévisions des codes système (sensibilité des résultats pour l’établissement de moyennes, méthodes améliorées d’établissement de moyennes) : Les modèles employés par les codes système comprennent habituellement plusieurs hypothèses simplificatrices et l’utilisation de constantes ajustables. Puisque ces codes ont servi et continueront de servir d’outils importants dans les analyses de sûreté du réacteur, la validité et l’exactitude de leurs prévisions sont fortement limitées par les incertitudes découlant du choix des divers degrés de liberté disponibles qui sont intégrés à ces modèles. Une façon de réduire le niveau des incertitudes est d’effectuer des comparaisons entre les prévisions du code pour les systèmes et les résultats obtenus à l’aide des modèles et des solutionneurs CMFD. Étant donné que, pour des raisons évidentes, ces comparaisons sont presque réalisables pour des composants de systèmes choisis plutôt que pour des systèmes considérés dans leur ensemble, l’utilité d’une telle approche pour les simulations de réacteurs a déjà été démontrée de manière approfondie antérieurement.
• Utiliser le CMFD pour évaluer les effets du vieillissement des systèmes sur la thermohydraulique des RHT (réacteurs à haute température) et sur les caractéristiques de sûreté des réacteurs CANDU remis à neuf : La demande accrue d’électricité mènera probablement à la reprise de l’exploitation pleine puissance des réacteurs CANDU qui avaient été mis à l’arrêt au cours des dernières années pour inspection et entretien. Bien que les réacteurs remis à neuf ne devraient pas subir de changements notables sur le plan de la conception, les effets de l’exploitation antérieure et du vieillissement des systèmes doivent être évalués afin que l’on puisse disposer des données nécessaires au rendement prévu du réacteur dans le futur. Bien qu’il soit difficile de suivre ces questions à l’aide de programmes sur les systèmes, la méthode CMFD pourrait s’avérer utile à titre d’outil d’évaluation des effets du vieillissement du CC (circuit caloporteur) sur différentes caractéristiques de thermohydraulique des systèmes (par exemple l’incidence du vieillissement des tubes de force sur le transfert de chaleur en général, et sur la densité de flux thermique critique - CHF, de l’anglais Critical Heat Flux) en particulier.

1-C. Conception et analyse de la sûreté pour les réacteurs de la prochaine génération (ACR)

• Examiner les effets multidimensionnels locaux sur les collecteurs et les composants des systèmes connexes des nouvelles conceptions de réacteurs : L’importance de bien connaître les phénomènes d’écoulement biphasique multidimensionnels locaux lors d’un APRP dans l’ACR proposé et la capacité d’utiliser des modèles mécanistes pour effectuer des prévisions du comportement des systèmes de réacteur ont déjà été identifiées comme étant des questions importantes. Le fait de conjuguer l’élaboration des modèles mécanistes de l’écoulement biphasique et leur mise en œuvre dans les solutionneurs CMFD permet d’obtenir un cadre adéquat à la fine pointe de la technologie en vue de réaliser des « expériences virtuelles » qui permettront de mettre à l’essai les caractéristiques de sûreté de la conception ACR proposée.
• Utiliser la méthode CMFD pour orienter les nouvelles expériences : La nature intrinsèque de la méthode CMFD en fait un outil pratique pour la réalisation de nombreuses études paramétriques et des « expériences virtuelles » définies de manière rigoureuse. Les résultats de ces expériences numériques peuvent également être utilisés en vue d’identifier les domaines nécessitant des preuves réelles additionnelles et d’orienter la conception et l’instrumentation des nouveaux programmes, afin d’obtenir les données nécessaires qui permettront de réaliser des essais précis et exhaustifs des nouveaux modèles mécanistes de l’écoulement biphasique et du transfert de chaleur.
• Utiliser les modèles et les programmes CMFD pour améliorer les capacités de prévision des codes systèmes : Il s’agit là d’une démarche très prometteuse pour les études à venir sur la sûreté des réacteurs qui est associée à l’utilisation de modèles CMFD des phénomènes d’écoulement local afin d’améliorer l’exactitude des prévisions grâce à de grands codes système. Un tel objectif peut être atteint de plusieurs manières. L’une des démarches possibles consiste à effectuer des simulations CMFD à effets distincts et à utiliser les résultats en vue d’élaborer des modèles améliorés, quoique simplifiés, qui sont compatibles avec le cadre de modélisation des codes système. Une autre approche consiste à élaborer des interfaces CMFD pour les codes système, afin de permettre d’exécuter les différents codes simultanément et de remplacer efficacement les modules choisis de codes système par des modèles CMFD multidimensionnels avancés.

2. Approche recommandée pour maximiser les gains de la méthode CMFD pour l’analyse des collecteurs CANDU durant un APRP

2-A. Méthode

• Une approche systématique à plusieurs niveaux doit être utilisée, y compris les étapes suivantes : analyse d’échelle; calculs de la portée à l’aide de modèles simplifiés et de méthodes de calcul; essais paramétriques et/ou validation des expériences des modèles CMFD individuels pour des situations se rapportant à des APRP hypothétiques dans les collecteurs de CANDU; simulations multidimensionnelles des effets distincts; analyse de sensibilité portant sur les effets des hypothèses physiques, formulation mathématique, approche numérique, etc.; simulations CMFD des composants individuels du système caloporteur primaire CANDU à l’aide des conditions limites obtenues à partir des prévisions des codes système.

2-B. Formulation des problèmes pour les simulations CMFD

• Les effets conjugués du niveau de détail en modélisation et des nombreuses sources potentielles d’incertitudes s’y rapportant, qui sont dus à la fois à la formulation des modèles mathématiques et à la formulation des difficultés numériques, font de la formulation du problème une étape très importante, pour ce qui est des simulations CMFD. En fait, toute lacune ou hypothèse incorrecte à cette étape des travaux peut réduire considérablement les avantages de la démarche globale et/ou mener à des résultats incorrects. Ainsi, les aspects suivants de la formulation du problème doivent être examinés avec soin avant la réalisation des calculs : Choisir le cadre de modélisation approprié pour les phénomènes et les situations à analyser, notamment choisir le cadre de référence (habituellement des équations de type eulérien ou lagrangien, ou des équations instantanées – par opposition aux moyennes d’ensemble), déterminer les phénomènes importants et uniformiser la formulation des modèles mathématiques; définir les conditions limites appropriées, y compris les interfaces avec les composants de réacteur environnants et toute hypothèse de simplification qui pourrait être nécessaire en raison du manque d’information détaillée sur les distributions locales des différents paramètres d’entrée; utiliser des modèles à la fine pointe de la technologie décrivant le phénomène de l’écoulement biphasique local; examiner avec soin l’information sur les modèles disponibles, y compris leurs limites et la portée de leur validité.

2-C. Exigences relatives aux codes et aux ordinateurs

• L’utilité pratique de la démarche CMFD en matière d’analyse de la sûreté des collecteurs CANDU dépendra non seulement des aspects théoriques de la formulation des modèles, mais également du choix des solutionneurs numériques appropriés, ainsi que de la disponibilité des ordinateurs rapides permettant de réaliser des calculs temporels en trois dimensions. Les recommandations relatives aux questions critiques choisies sont les suivantes : faire preuve de circonspection en ce qui a trait à l’utilisation des codes avec la méthode de la boîte noire pour les modèles d’écoulement biphasique; explorer la possibilité de mettre en œuvre de nouveaux modèles dans le cadre du code source; tout modèle mis en œuvre grâce à des routines d’ordinateur devrait être entièrement vérifié à l’aide du solutionneur principal, et ses incidences sur le rendement du code (programme) devraient être évaluées; des simulations de l’état d’équilibre devraient être effectuées d’abord, et suivies d’une analyse des transitoires et des situations d’accident; utiliser des solutionneurs CMFD qui sont capables de saisir des combinaisons de modèles 3D et 1D.

2-D. Évaluation de la qualité et dissémination des résultats

• La complexité inhérente aux phénomènes d’écoulement biphasique exige qu’un système exhaustif et uniforme visant à évaluer l’uniformité et l’exactitude des résultats et à favoriser la dissémination des connaissances et de l’expertise soit établi pour l’évaluation des simulations CMFD. Plus particulièrement, les étapes suivantes sont recommandées : il conviendrait de vérifier les résultats des prévisions CMFD à différents niveaux, c’est-à-dire examen interne, examen indépendant et examen par les pairs des documents publiés (archives); il conviendrait de tenir à jour un ensemble complet des travaux antérieurs liés à l’analyse des collecteurs CANDU (et à d’autres études se rapportant à la sûreté) et de le rendre disponible aux modéliseurs dans le futur.

Les codes du bâtiment, dans de nombreux pays, sont passés au mode « axé sur le rendement » pour des raisons socioéconomiques, ainsi que pour des raisons liées aux progrès réalisés dans le domaine des technologies de sécurité-incendie et de la mise au point des outils techniques qui sont requis pour mettre en place de tels codes. La démarche suivie pour élaborer les codes basés sur le rendement comporte une structure possédant habituellement différents niveaux : buts, objectifs, exigences fonctionnelles, critères de rendement et quantification ou vérification du rendement. Le nombre de niveaux utilisés dans cette structure hiérarchique dépend de la complexité des exigences. Le niveau intermédiaire précise la méthode de conception en ce qui a trait à la sécurité-incendie qui devrait être utilisée pour atteindre les objectifs. La réussite des codes basés sur le rendement dépend de la capacité à mettre en place les méthodes de conception nécessaires relatives à la sécurité-incendie ainsi que les critères de rendement vérifiables et exécutoires.

La présente étude est un projet de recherche réalisé dans le cadre du programme de recherche sur les incendies de l’Institut de recherche en construction, organisme rattaché au Conseil national de recherches du Canada (CNRC), pour le compte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Le but du projet est d’examiner les pratiques courantes et le niveau des connaissances relatives à la conception basée sur le rendement pour les centrales ou installations nucléaires. L’examen comprend des renseignements généraux sur les codes basés sur le rendement dans différents pays, la structure de conception basée sur le rendement en ce qui a trait à la conception des systèmes de protection incendie et la quantification, ainsi que la vérification, des conceptions basées sur le rendement.

En outre, le présent rapport donne une brève description des modèles utilisés pour déterminer si les critères de rendement sont respectés par les conceptions proposées. Les modèles sont présentés avec leurs limites et leur disponibilité. De plus, le rapport présente les documents nécessaires pour ce qui est de la conception basée sur le rendement.