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Sommaires des rapports de recherche 2010–2011

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RSP-0261 – Examen technique – Analyse coût-avantage de la réduction de l’impaction et de l’entraînement des poissons à la centrale nucléaire de Pickering

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a soulevé des préoccupations quant à l'effet des structures de prise d'eau de refroidissement (SPER) sur la mortalité des poissons près de la centrale nucléaire de Pickering (CNP). Pour répondre aux préoccupations signalées, la société de production d'électricité de l'Ontario, Ontario Power Generation (OPG), a conclu un marché pour effectuer une analyse coût-avantage (ACA) des solutions de rechange aux SPER. Une version préliminaire de l'ACA a été rédigée en décembre 2009. La CCSN a ensuite embauché la firme d'experts-conseils DSS Management Consultants Inc. (DSS) pour effectuer un examen technique du rapport préliminaire. L'examen de la DSS se limite au mandat énoncé à l'annexe A.

Les économistes ont développé la méthodologie de l'ACA pour aider les décideurs à prendre des décisions prudentes. L'ACA est fondée sur le principe économique de l'efficacité, qui vise à atteindre un résultat voulu de la manière la plus économique tout en maximisant les avantages. Un niveau acceptable de taux de mortalité des poissons (impaction et entraînement) causé par les SPER de la CNP avait déjà été établi et, de ce fait, l'analyse de la société OPG est en principe une analyse coût-efficacité (ACE) et non une ACA. Néanmoins, les exigences d'une ACE sont pareilles à celles d'une ACA, à la différence que le critère de prise de décision est le coût le moins élevé pour atteindre un niveau de rendement préétabli.

La pratique de l'analyse coût-avantage est bien établie. Différents organismes, notamment le Secrétariat du Conseil du Trésor, ont formulé des directives précises sur l'exécution d'une ACA. De plus, l'Agence de protection de l'environnement des États‑Unis a formulé des directives précises à l'égard de la réalisation d'ACA qui s'appliquent aux SPER. Dans le cadre de l'analyse, ces documents et beaucoup d'autres ont été examinés. Plus particulièrement, on a énoncé une série d'exigences précises pour assurer l'application correcte de l'ACA (voir la section 2), et ces exigences ont servi à encadrer l'examen de l'ACA commandée par la société OPG.

La liste ci-dessous résume les points faibles de l'ACA de la société OPG. Davantage de détails se trouvent à la section 4, et l'énumération inclut des renvois aux sections qui analysent chaque lacune en détail.

  • Conditions de référence (section 4.1) – Le temps d'arrêt prévu pour la maintenance n'a pas été suffisamment suivi pour permettre qu'il était raisonnable.
  • Établissement des coûts des solutions technologiques de rechange (section 4.3.1) – L'analyse ne fournit aucune ventilation des coûts des immobilisations et de la main-d'œuvre, y compris les quantités et les coûts unitaires, et ne fournit aucun calcul à l'appui. C'est pourquoi les estimations des coûts de la société OPG, dans l'annexe B, sont considérées comme n'étant pas transparentes ou reproductibles.
  • Taux d'impaction et d'entraînement (section 4.4) – Ces taux sont très incertains. Les valeurs centrales et les gammes des probabilités auraient dû faire l'objet d'une estimation et être incluses dans une analyse qui suit la méthode de Monte‑Carlo.
  • Autorités non indiquées (section 4.5.1) – Il manque les citations appropriées pour appuyer les valeurs utilisées dans certains paramètres essentiels, ce qui introduit un élément de doute inutile.
  • Rationalisations non indiquées (section 4.5.2) – L'exercice du jugement professionnel doit répondre à deux exigences essentielles. Premièrement, chaque fois qu'il est exercé, il faut le noter clairement dans la documentation. Deuxièmement, il faut expliquer clairement le raisonnement qui, grâce au jugement professionnel, a permis d'établir la valeur du paramètre. à maintes reprises, il manque l'explication du raisonnement ou elle est insuffisante.
  • Analyse du risque et de l'incertitude (section 4.5.3) – Le risque et l'incertitude reviennent souvent dans l'ACA. Selon les pratiques exemplaires s'appliquant à l'ACA, il faut suivre une démarche systématique pour traiter le risque et l'incertitude. L'ACA commandée par la société OPG ne répond pas à cette exigence essentielle. L'utilisation d'hypothèses conservatrices qui, en général, surestiment les avantages environnementaux, réussit en partie à compenser cette lacune, mais cette stratégie ne permet pas de comprendre clairement les avantages et les désavantages des risques.
  • Avantages non liés à l'utilisation (section 4.6.3) – L'ACA de la société OPG conclut qu'aucune condition correspondant aux avantages non liés à l'utilisation ne s'applique dans ce cas. Cette conclusion contredit la correspondance du 7 octobre 2008, envoyée par la CCSN à la société OPG, qui signale des préoccupations à l'égard de la durabilité des populations de grands brochets et de barbottes brunes. L'importance économique de cette omission dépendra du niveau de risque écologique et de l'importance sociale accordée à l'existence de ces populations de poissons.
  • Analyse de la sensibilité (section 4.8) – L'ACA commandée par la société OPG inclut les résultats d'une analyse limitée de la sensibilité (c.-à-d. qu'elle ne compte que deux paramètres, notamment le taux d'actualisation et la fin de vie utile de la CNP). L'analyse de la sensibilité en tant que tel est bien faite, mais il manque certains paramètres dont les valeurs sont incertaines, ce qui limite l'aperçu des avantages et des désavantages des risques liés aux solutions de rechange.
  • Analyse du risque et de l'incertitude (section 4.9) – La possibilité d'effectuer une analyse exhaustive et systématique de l'incertitude est rejetée en raison des résultats de l'analyse de la sensibilité et du classement stable des solutions de rechange. La décision de ne pas effectuer une analyse systématique qui suit la méthode de Monte-Carlo dans le cadre de l'ACA pose problème. Il n'est pas possible d'affirmer qu'une telle analyse changerait l'évaluation des solutions de rechange, mais les résultats auraient permis aux décideurs d'avoir une meilleure idée des avantages et des désavantages des risques des solutions de rechange.
  • Analyse de la distribution (section 4.10) – L'ACA commandée par la société OPG n'inclut pas une analyse de la distribution (c.-à-d, une analyse de la distribution des coûts et des avantages de différents intervenants). En principe, une analyse de la distribution ne fait pas partie d'une ACA. Par contre, une ACA effectuée correctement fournit une partie importante de l'information essentielle qui permet de réaliser une analyse de la distribution. De plus, dans ce cas, la distribution des coûts et des avantages est une considération importante pour de nombreuses décisions s'appliquant aux politiques publiques.

Il faut évaluer les lacunes séparément et en groupe pour déterminer l'effet potentiel sur le choix de la solution de rechange préférée pour atténuer l'impact des SPER. Certaines lacunes peuvent être corrigées assez facilement (p. ex. autorités non indiquées) tandis que d'autres sont plus difficiles à corriger après coup (p. ex. analyse qui emploie la méthode de Monte Carlo). Il est recommandé d'appliquer la règle de base suivante pour décider à quel point il faut pousser la correction des lacunes : le client devrait demander une analyse plus approfondie jusqu'à ce que les coûts de cette analyse (p. ex. en temps, en ressources financières) dépassent les avantages prévus d'avoir accès à de l'information de meilleure qualité (p. ex. avantages liés à la prise d'une meilleure décision, plus de membres du public acceptent le choix). OPG est le mieux placé pour évaluer les coûts liés à la correction des lacunes et les avantages potentiels. Pour cette raison, la société OPG devrait se pencher sur chaque lacune signalée et expliquer comment elle entend agir à leur égard. La CCSN devrait évaluer les réponses de la société OPG et décider quelles analyses elle exigera.

L'ACA de la société OPG ainsi que cet examen amélioreront l'orientation des ACA dans l'avenir. Pour cette raison, il est recommandé de faire un effort supplémentaire pour résoudre autant que possible les lacunes signalées dans le présent rapport.

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RSP-0262 – Faisabilité de l’approche des conditions de référence pour les mines d’uranium

L'approche des conditions de référence (ACR) a été mise au point afin de créer un nouveau modèle d'analyse qui permet de surmonter les difficultés entourant l'interprétation des influences naturelles (p. ex. les caractéristiques physiques de l'habitat) et les effets des effluents sur la composition d'une communauté. L'ACR comporte des avantages supplémentaires : elle caractérise la vulnérabilité des éléments du contexte, au contraire des analyses avant-après-contrôle-impact (AACI) propres aux sites. L'ACR offre aussi la possibilité de situer dans un contexte les résultats des outils d'analyse puissants axés sur deux groupes de sites (contrôle et impact) avant et après une perturbation, c'est-à-dire les modèles d'analyse AACI. En général, l'ACR nécessite la collecte de données de référence sur de nombreux endroits (des douzaines à des centaines d'endroits, dans plusieurs cas) qui présentent des variations sur le plan des conditions physiques sous-jacentes comme l'amont d'un bassin-versant, l'angle d'une pente, la géologie environnante, la profondeur de l'eau, etc.

Les programmes de surveillance élaborés à l'intention du secteur minier dans le bassin Athabasca dans le Nord de la Saskatchewan, offrent une occasion unique. De nombreuses mines collectent des données sur les lieux de référence et, si elles sont regroupées, il sera envisageable d'inscrire ces données dans le cadre d'une ACR. L'objectif du présent rapport consiste à présenter les résultats d'une analyse préliminaire des données de référence afin d'établir la faisabilité de mettre en œuvre l'ACR à titre d'outil de surveillance du bassin Athabasca.

Les modèles des conditions de référence peuvent être élaborés en utilisant des techniques axées sur la régression ou la classification. Les programmes qui suivent une ACR classique, comme ceux du Royaume-Uni (RIVPACS), de l'Australie (AUSRIVA) et du Canada (BEAST), emploient des méthodes axées sur la classification, mais elles ont un désavantage : elles tirent des conclusions potentiellement erronées sur la dégradation de sites dont la configuration physique naturelle ne correspond pas à celle dans la base de données de référence. Les méthodes axées sur la régression ne font pas la même erreur, mais elles sont utilisées moins fréquemment.

Un modèle des conditions de référence a été créé en utilisant les données sur les organismes benthiques des lacs dans le Nord de la Saskatchewan. La superficie des lacs (en hectares), la profondeur des lacs, la profondeur des échantillons, le nombre d'échantillons instantanés qui représentaient un échantillon et la saison ont tous permis de prédire la densité des invertébrés benthiques, la richesse, l'indice de régularité de Simpson et la distance de Bray-Curtis entre la communauté de référence médiane. La variation inexpliquée des modèles a servi de mesure de la variabilité naturelle. La base de données de référence était limitée, parce qu'elle ne stockait pas de données sur les lacs de plus de 1 000 ha, et ces données auraient constitué une référence pour certains grands lacs exposés.

Les modèles de référence ont été utilisés pour évaluer chaque échantillon provenant d'un lac exposé aux effluents des mines d'uranium, et la déviation des valeurs prévues de l'indice a été normalisée à l'aide d'écarts réduits.

L'utilisation des données de référence régionales permet donc aux praticiens d'adopter une perspective plus large à l'égard des variations observées lors de la comparaison entre les données d'un lac exposé et le contrôle d'un site particulier.

Peu de limites s'imposent sur l'utilisation des modèles des lacs de référence pour effectuer des évaluations futures de la condition des communautés benthiques près des mines d'uranium dans le Nord de la Saskatchewan. Il faut compiler davantage de données pour créer une série complète de modèles de données pour tous les lacs de référence. Il serait facile de traiter les modèles, d'en faire des classeurs Excel et de les distribuer afin que l'industrie, les partenaires gouvernementaux et les particuliers puissent les utiliser. Il ne sera peut-être pas nécessaire d'assurer la mise à jour annuelle des modèles, à moins qu'un changement monotone des conditions de référence ne se présente au fil du temps.

L'étendue des lacs, la profondeur de l'eau, le nombre d'échantillons instantanés et la saison permettent d'expliquer les écarts importants des mesures de base ou des indices multivariables de la composition de la communauté benthique dans les lacs de référence. Les résidus normalisés des modèles linéaires généraux ont été calculés pour chaque échantillon et pour six indices de composition, y compris deux mesures multivariables. La richesse des taxons (nombre de taxons) représente la mesure qui, dans les sites exposés, a produit un grand écart réduit négatif, ce qui laisse entendre que plusieurs échantillons des lacs exposés ont moins de taxons prévus par la condition de référence. Les valeurs de l'indice de diversité de Simpson ne dépassent jamais celles de la condition de référence prévue et, assez souvent, elles sont inférieures à la gamme prévue de valeurs de référence, particulièrement dans l'étang de la zone D, le lac East Boomerang, le réservoir de plongeants et le « lac inconnu ». La distance Bray-Curtis entre la communauté de référence moyenne des échantillons des lacs exposés n'est généralement pas moindre que celle observée dans les échantillons des lacs de référence et, parfois, elle est plus grande. Les échantillons de l'étang de la zone D, de Hidden Bay Deep et de la baie Seru dépassent toujours la plage normale des références prévues en matière de distances Bray-Curtis, alors que les échantillons du lac inconnu, du lac Upper Link et du lac Vulture dépassent souvent la plage normale des distances Bray-Curtis. à l'opposé des indices principaux conventionnels de la composition des communautés, les écarts réduits basés sur les axes 1 et 2 de l'analyse factorielle des correspondances multivariables sont plus variés dans les lacs exposés que dans les lacs de référence.

Un exemple d'une évaluation a été fourni pour le lac Aline, dans le cadre du projet du lac Cigar avec Cameco. En général, les abondances totales du lac Aline sont plus élevées que celles du lac Mad Dog et du lac B, sa richesse est supérieure à celle du lac Mad Dog, sa diversité selon l'indice de diversité Simpson est inférieure à celle du lac Mad Dog, ses valeurs selon l'indice Bray-Curtis sont plus élevées que celles du lac B et ses valeurs selon l'indice Bray-Curtis sont inférieures à celles du lac Mad Dog. Les observations des différences potentielles auraient servies de preuve des effets liés aux effluents dans le cadre d'un programme conventionnel d'étude de suivi des effets sur l'environnement. Les variations des indices normalisées de composition du lac Aline se situent dans la gamme prévue de l'écart réduit des lieux de référence et, dans la plupart des cas, les indices correspondent à ± 2 de l'écart type (c.-à-d., à 95 % de la région estimée, ou de la gamme normale). L'analyse graphique des écarts réduits du lac Aline illustre l'avantage potentiel d'établir plusieurs lieux de référence afin d'y confronter les « effets » observés.

Les écarts réduits ont été calculés pour déterminer la richesse des taxons, les distances Bray-Curtis et la variation des scores des axes d'ordination multivariables par rapport aux concentrations de métaux et des radionucléides dans les sédiments des lacs de référence et des lacs exposés. En général, les relations des métaux et des radionucléides dans les sédiments ressemblent à ceux des lacs de références et des lacs exposés, ce qui suggère que les métaux et les radionucléides exercent une influence naturelle sur la composition de la communauté benthique.

Cette analyse démontre la simplicité relative de l’élaboration des modèles des conditions de référence pour les communautés benthiques des lacs dans le Nord de la Saskatchewan. Il est possible d'établir des modèles de référence de n'importe quel indice de composition d'une communauté benthique en utilisant une variable physique ou chimique considérée comme une « variable modèle » qui exerce une influence sous-jacente sur la biologie des organismes benthiques. Dans le cas présent, l'analyse de chaque indice de la composition de la communauté a nécessité l'élaboration d'un modèle linéaire général pour prédire les variations des échantillons de référence selon la saison, l'étendue du lac, la profondeur de l'eau échantillonnée et le nombre de répliquats des échantillons instantanés. La variation résiduelle du modèle global a ensuite permis de normaliser les déviations d'une condition de référence prévue ou prévue a posteriori. Afin que l'analyse demeure relativement simple, la présente évaluation comprend une présupposition importante, à savoir que la variation résiduelle (bruit de fond) des indices de la composition ne varie pas parmi les lacs dont l'étendue n'est pas pareille et parmi les échantillons pris à différentes profondeurs. Si on avait procédé à des analyses indépendantes et à l'ordination des habitats dans les eaux profondes des lacs, par exemple, on aurait fait usage d'un ensemble différent de taxons benthiques pour calculer les éléments multivariables. Il est possible qu'un ensemble différent de taxons aurait permis d'observer des effets plus subtils dans les échantillons d'eau profonde, par exemple, mais cela nécessiterait un examen plus poussé.

Toute approche des conditions de référence (ACR) mise en œuvre dans le Nord de la Saskatchewan devra tenir compte du nombre de lacs de référence à inclure dans le modèle global, de la saison lors de l'échantillonnage, de la profondeur à laquelle l'échantillon est prélevé et de l'étendue du lac, puisque tous ces facteurs influeront sur le type d'organismes benthiques dans l'échantillon ou sur la capacité du programme à détecter un effet en utilisant la statistique. Les lieux potentiels de surveillance doivent compter un minimum de 20 lacs de référence, et l'échantillonnage des 20 lacs doit être effectué à différentes profondeurs, dans différents habitats et à différents moments de l'année afin d'établir les conditions qui affectent les échantillons des lacs exposés. Il n'est probablement pas nécessaire d'échantillonner les lacs de référence tous les ans, mais il serait envisageable de créer une sorte de modèle d'un échantillon permanent, dans le cadre duquel une partie des lacs de référence font l'objet d'un échantillonnage annuel.

Les approches qui font appel à plusieurs partenaires offrent des avantages aux agences gouvernementales, parce que l'industrie finance les programmes en tout ou en partie. Les agences profitent aussi de l'établissement d'un programme considéré comme étant de pointe qui pourrait explorer les effets à l'échelle régionale au lieu de se limiter uniquement à l'étude des effets propres aux sites. L'industrie profite de l'ACR de trois façons : premièrement, le fait qu'elle travaille avec les agences favorise l'acceptation des méthodes, des résultats et des conclusions; deuxièmement, l'approche offre le potentiel de partager les coûts et les idées; troisièmement, les données de l'ACR réduisent la possibilité de tirer des conclusions erronées sur les effets, parce que les données de référence sur la région permettent de caractériser l'importance de la variabilité du contexte de manière plus réaliste.

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RSP-0263 –Mécanismes de mobilisation du radium 226 provenant des résidus de traitement de l’uranium inondés

Une des pratiques usuelles de l'industrie de l'uranium consiste à utiliser des sulfates secondaires pour capter le 226Ra en vue de son immobilisation à long terme. On a mesuré des augmentations imprévues et relativement rapides des concentrations de 226Ra dans certaines installations de gestion de déchets de mines d'uranium après de longues périodes de prévisibilité et de stabilité. La migration du 226Ra dans l'environnement est un phénomène important en raison de sa longue demi-vie (1 600 ans) et de son degré élevé de radiotoxicité et de biodisponibilité. La libération de 226Ra a fait l'objet de quelques études. On a émis l'hypothèse selon laquelle l'augmentation de la teneur en 226Ra s'expliquait par la diminution des conditions d'oxydoréduction causées par la réduction microbienne directe et la dissolution de minéraux porteurs de Ra, comme la barytine radioactive, ou par des moyens indirects, comme la réduction microbienne et la dissolution de minéraux sorbants chargés de Ra (c.-à-d. oxyde-hydroxyde de fer et de manganèse). Nous avons étudié la question à savoir si la remobilisation du 226Ra était anecdotique ou si elle se produisait dans tous les résidus de mine au Canada. Une base de données exhaustive portant sur les eaux interstitielles et les solides de résidus de Ra-226 provenant de diverses installations de gestion des résidus de mines d'uranium a été élaborée et elle contient aussi des caractéristiques et concentrations de substances connexes comme le pH et Eh, et la teneur en en sulfates, en sulfures, en calcium, en fer, en manganèse et en baryum. Les résultats de cette étude montrent qu'il y a effectivement des zones de remobilisation de 226Ra éparpillées dans certains amas de résidus, où l'on constate qu'il se produit de la remobilisation de radium dans les eaux interstitielles. Toutefois, en regroupant les données, on relève que les concentrations de radium dans les eaux à ces emplacements diminuent (ou du moins demeurent stables). Il sera nécessaire d'évaluer des renseignements exhaustifs sur les interactions physiques, chimiques et biologiques entre le radium et l'environnement et de faire progresser ces informations. Cela est nécessaire pour être en mesure d'élaborer des modèles numériques de prévision s'appliquant aux principaux processus qui déterminent la destinée de l'uranium dans les résidus de mines d'uranium. Les résultats d'un tel programme de recherche devraient permettre l'interprétation de l'incidence des conditions d'un emplacement sur le comportement à long terme du 226Ra dans les résidus de mines d'uranium et d'établir les stratégies de gestion appropriées pour éviter la remobilisation du 226Ra.

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RSP-0264 – Modélisation non linéaire et analyse de l’impact structurel

Ce rapport décrit l'élaboration de trois modèles LS-DYNA en vue de la prévision à l'aveugle des trois expériences relevant de l'atelier IRIS_2010. Ces expériences portent sur trois scénarios de missiles touchant des cibles : dans un cas la cible est perforée alors que dans les autres il n'y a pas perforation. Dans les cas de non-perforation, les missiles étaient des projectiles cylindriques déformables alors que dans le cas de perforation de la cible, le missile était essentiellement non déformable. Les cibles étaient toutes des dalles de béton armé composées de bétons et d'armatures présentant des propriétés et ayant des dimensions, comme l'épaisseur, différentes.

Les résultats des simulations sous-estimaient gravement les déplacements maximaux et résiduels des cibles de béton dans le cas des deux essais sans perforation, c.-à-d. d'environ 70 % dans le cas des essais Meppen et 85 % dans les cas des essais en flexion de VTT. On a démontré qu'on pouvait doubler l'exactitude de la prévision de déplacement maximal simplement en remplaçant le modèle de béton de Winfrith (MAT085) par le modèle de béton MAT072R3. Il est possible que l'on puisse améliorer les comparaisons sur le plan du déplacement en apportant d'autres changements au modèle. Les comparaisons entre les effets des missiles dans les deux cas d'impact sont douteuses, car les effets du facteur d'intensité de contrainte propre aux matériaux des missiles demeurent inconnus.

Contrairement aux essais d'impact qui ont donné d'assez mauvaises comparaisons, les résultats des simulations pour les essais de résistance au poinçonnement (effort tranchant) de VTT sont plutôt bons, du moins en ce qui concerne la vitesse résiduelle du missile. En utilisant l'indicateur de sens d'erreur relative proposé, les résultats de la simulation ont été les meilleurs parmi les huit participants qui ont prévu la perforation de la cible. Dans le cas des essais de poinçonnement de VTT, les dommages prévus touchant les cibles ont donné des résultats mitigés, soit une sous-estimation marquée des dommages subis par l'avant de la cible (éclats), mais une bonne corrélation avec l'effet sur la face arrière des dalles (écaillage). L'estimation de tels dommages est évidemment très subjective.

Le rapport se termine avec quelques recommandations portant sur des comparaisons de simulation additionnelle pour l'atelier et des améliorations à apporter au déroulement de l'atelier IRIS_2010.

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RSP-0265 – Mortalité (incidence de cancer) chez les travailleurs du secteur nucléaire canadien exposés au tritium

L'effet potentiel du tritium sur la santé provoque un intérêt croissant lié à l'expansion des technologies de fusion, l'usage du tritium par l'industrie pharmaceutique et la contamination possible des eaux souterraines autour des installations nucléaires. Au Canada, les réacteurs modérés à l'eau lourde, comme les CANDU, sont habituellement utilisés pour produire de l'énergie d'origine nucléaire et ils constituent une source potentielle d'exposition au tritium des travailleurs exploitant ces réacteurs. La plupart des études portant sur les travailleurs exposés en milieu de travail ne signalent pas les doses de tritium et aucune étude à ce jour n'a déterminé les risques spécifiques à l'exposition au tritium. Nous avons utilisé les données obtenues au moyen de la reprise des analyses de la cohorte canadienne de travailleurs du secteur de l'énergie nucléaire avec de nouveaux renseignements portant sur leur statut socio-économique (SSE) pour analyser la mortalité au sein de cette cohorte de 1956 à la fin de 1994 en portant une attention particulière sur les risques dus à l'exposition au tritium.

Les doses de tritium étaient généralement faibles et elles n'ont pas eu d'effet sur la mortalité résultant de cancers solides ou de tout type de cancer particulier. L'ajout de nouveaux renseignements au sujet du SSE n'a pas modifié matériellement les estimations du risque liées à la réanalyse récente (Zablotska, 2010). Dans ce rapport, nous avons évalué le risque relatif additionnel (RRA) de cancer solide par Siever à RRA/Sv = 1,77, 95 % et IC : -0,42, 5,30. Lorsque le tritium n'était pas inclus dans l'analyse, les estimations du risque de cancer solide étaient plus élevées de 26 % (RRA/Sv=2.21, 95% et IC : -0,29, 6,24). Comme les intervalles de confiance se chevauchaient, nous en avons conclu que les résultats s'appliquant à la mortalité due aux cancers solides ne changeaient pas sur le plan matériel que le tritrium soit inclus ou non dans la dose de rayonnement totale.

Aucune augmentation du risque de développer un cancer de quelque type que ce soit n'a été observée parmi les quelque 30 000 travailleurs de l'industrie nucléaire d'Hydro-Québec, d'Énergie NB et d'Ontario Hydro et l'ensemble de l'augmentation du risque de cancer solide observée pour toute la cohorte était dû à l'augmentation du risque parmi tous les travailleurs d'EACL. L'augmentation observée du risque de décès par cancer chez les travailleurs d'EACL ne pouvait pas être attribuée au tritium, car les travailleurs d'EACL étaient en général très peu exposés au tritium (0,64 millisievert pour les travailleurs d'EACL comparativement à 4,70 mSv pour tous les autres travailleurs du secteur nucléaire.

Aucune étude contenant des estimations des risques spécifiques au tritium n'a été publiée. Les doses de tritium touchant les organes internes proviennent de l'exposition interne à l'eau tritiée et il semble donc raisonnable d'inclure les doses de tritium dans les doses touchant le corps entier pour toutes les études à venir portant sur cette cohorte. Une étude plus poussée de groupe des premiers travailleurs d'EACL présentant des risques inhabituels de cancer solide en raison de l'exposition du corps entier est requise pour que l'on puisse assurer la complétude de leurs dossiers de doses de rayonnement pour les premières années d'exposition et pour améliorer la confiance dans les résultats de notre étude.

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RSP-0267 – Évaluation des données sismiques et de l’interaction sol-structure pour de grandes fondations enfouies profondément

Ce rapport décrit en détail des travaux effectués sur une courte période (huit mois) portant sur certains problèmes que posent la modélisation et la simulation de l'interaction entre le sol et la structure des centrales nucléaires. Au cours de cette période, on s'est notamment penché sur les questions suivantes :

  • examen des techniques et des outils de simulation pour l'interaction sol-structure (4.1)
  • comparaison et évaluation critique du domaine temporel, du domaine fréquentiel et des outils de simulation
  • évaluation de l'amplification des données sismiques définie sur le socle rocheux et tenant à des effets unidimensionnels (1D), bidimensionnels (2D) et tridimensionnels (3D) et évaluation de l'importance des effets d'amplification 2D et 3D comparés aux effets d'amplification 1D
  • évaluation de l'importance des données sismiques 1D, 2D et 3D et effets d'amplification sur les structures massives des centrales nucléaires, notamment en modes d'oscillation et de torsion
  • exemples numériques illustrant les procédures analytiques, la modélisation du sol et des structures, et les effets de l'interaction sol-structure en 1D, 2D et 3D

Outre l'étude des questions susmentionnées, des efforts ont été consacrés à la formulation de recommandations à la CCSN relativement aux procédures analytiques, aux critères de modélisation des structures, ainsi qu'à la mise en forme des constatations, des recommandations et des conclusions.

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RSP-0268 – Charges sur les tubes de générateur de vapeur pendant la rupture de la conduite de vapeur principale

Les tubes qui se trouvent dans les enveloppes des échangeurs de chaleur vibrent lorsque des courants de fluides se croisent dans la calandre. Afin de réduire ces vibrations au maximum, les tubes sont supportés en plusieurs points sur leur longueur, avec un léger jeu entre les tubes et les supports qui autorise les déplacements sous l'effet de la dilatation thermique et lors de l'assemblage. En raison de ce déplacement des tubes sur leurs supports, une usure de contact se produit sous l'effet du frottement et des chocs se produisant lors du glissement. Il en résulte un amincissement local de la paroi des tubes, et donc une réduction de la marge de sécurité. Ce problème est particulièrement grave dans les générateurs des centrales nucléaires, car ces tubes constituent la frontière entre le fluide de refroidissement primaire irradié et le réfrigérant du circuit secondaire (deutérium dans les réacteurs CANDU). La perte d'intégrité de cette frontière peut entraîner une fuite du réfrigérant du circuit primaire hors de l'enceinte du réacteur, ce qui est évidemment inacceptable.

Dans le cas d'une rupture d'une conduite de vapeur principale, le liquide réfrigérant chaud et sous pression du circuit secondaire (eau) subit une dépressurisation rapide, donnant lieu à l'émission d'un jet d'eau à la fois en phase vapeur et en phase liquide à l'extérieur du générateur. Ce phénomène de purge rapide risque alors de générer une charge transitoire dangereuse dans la zone en U des tubes des générateurs de vapeur CANDU, du fait de la chute de pression importante résultant d'une évaporation rapide du liquide. Ce risque est accentué lorsque l'épaisseur de la paroi du tube a été réduite par usure. Cette condition transitoire et la charge qui y est associée sont difficilement prévisibles.

Ce rapport présente les résultats d'une étude expérimentale permettant de mieux comprendre la charge transitoire exercée dans la zone en U des tubes des générateurs de vapeur CANDU lorsque survient une rupture de conduite de vapeur principale. Pour mener cette étude, on a conçu un équipement expérimental comprenant un réservoir de liquide d'une section d'environ 150 mm2 et un grand réservoir sous vide permettant d'obtenir un rapport de dilatation de 60:1. Le réfrigérant R-134a a été utilisé en raison de sa température d'ébullition et de ses conditions de pression qui sont à peu près normales et permettent donc une étude à l'échelle dans les conditions d'exploitation réelles d'un réacteur CANDU. Le réservoir sous vide et le réservoir de liquide étaient séparés par un disque de rupture s'ouvrant en quelques millisecondes. On a mesuré la pression dynamique et les températures en amont et en aval du disque de rupture, et effectué des expériences sous diverses conditions de niveau initial du liquide réfrigérant, avec et sans la section d'essai des faisceaux de tubes. On a utilisé une caméra vidéo à grande vitesse pour examiner la purge en détail. On a également tenté de mesurer la charge sur le faisceau de tubes, mais la brusque charge dynamique sur l'ensemble de l'appareillage causée par la purge surpassait la capacité de mesure des cellules manométriques conçues pour mesurer la charge sur les tubes.
Le rapport décrit en détail l'appareillage et l'instrumentation expérimentaux, ainsi que les résultats de leur mise en service et d'essais effectués.

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RSP-0269 – Comportement d’un grand radier de fondation reposant sur un milieu en couches sollicité par des vagues incidentes non verticales

L'objectif de cette première étude consiste à examiner le comportement du sous-radier en béton armé (150m x 100m x 1,5 m) d'une centrale nucléaire isolée à la base en réponse à divers types de vagues incidentes non verticales. Ce rapport d'étude se penche surtout sur la compréhension des éléments physiques du problème et sur l'élaboration d'outils d'analyse générale. Le radier et les superstructures n'ont pas été pris en compte.

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RSP-0270 – Commentaires sur les documents d’EACL utilisés dans l’évaluation du réacteur NRU et critères d’acceptation recommandés pour répondre aux normes parasismiques du réacteur NRU

Ce rapport contient les examens d'analyses sismiques du réacteur NRU effectuées par EACL de 1995 à 2002. Pour mener à bien ces analyses, on a utilisé une périodicité sismique de 1 000 ans et la forme spectrale à réaction élastique définie dans la norme CSA N 289, mais dont les facteurs d'accélération spectrale du sol ont été ramenés à l'écart-type moyen en divisant l'accélération spectrale élastique par 1.2. On a réduit ce spectre élastique en divisant les valeurs spectrales par un facteur d'absorption d'énergie inélastique Fµ tel que le recommandaient N. Newmark et W. Hall en 1978 dans USNRC NUREG/CR-0098. La valeur Fµ utilisée était 3,0.
Dans ce rapport, on a utilisé une nouvelle approche d'évaluation sismique du réacteur NRU en présumant une exploitation de dix ans, soit de 2011 à 2021. Cette nouvelle évaluation est conforme aux critères d'acceptation 1.208 du guide réglementaire de la U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC) 1.208 et à la norme 43-05 de l'American Society of Civil Engineers (ASCE), qui utilisent une gamme de réponses d'urgence uniforme pour une périodicité sismique de 500 qui est conforme à la durée de vie de 10 ans du réacteur NRU.

Ce rapport a été révisé par un homologue, Robert Kennedy, qui s'est prononcé contre l'utilisation d'une périodicité sismique de 500 ans ou d'un facteur d'absorption d'énergie inélastique Fµ aussi grand que 3.0. Il s'est également opposé à appliquer un facteur Fµ à la gamme des réponses au lieu de mesurer les forces sismiques élastiques, des périodes et des dilatations par ordinateur des sections des structures de l'installation. Il a recommandé que la procédure contenue dans le critère d'acceptation 43-05 de l'ASCE qui utilise un point de départ d'une périodicité sismique de 2 475 et un spectre de réponse de danger uniforme (UHRS) modifié afin de ne tenir compte que d'une évaluation sismique effectuée sur un réacteur existant plutôt qu'un nouveau réacteur. Les résultats de son étude ont permis d'utiliser une périodicité sismique d'environ 1 200 ans.

Peu importe l'approche qui sera privilégiée, Stevenson recommande qu'une analyse de poussée statique non linéaire soit effectuée sur le bâtiment et les structures en saillie du réacteur afin de déterminer le degré d'instabilité des charges sismiques. Il recommande en outre que soient réévalués les éléments de haute fréquence (fréquence fondamentale supérieure à 15 Hz) dans le cas d'une accélération élevée associée au spectre de réponse de danger uniforme, tel qu'il est illustré à la figure 3.1 lorsqu'on utilise une périodicité sismique de 1 200 ans.

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