Sommaires des rapports de recherche 2012–2013

Les rapports des entrepreneurs sont seulement disponibles dans la langue choisie par l'entrepreneur.

• RSP-0283 – Rapport sommaire de l’étude sur la mortalité et l’incidence du cancer dans la cohorte de travailleurs des mines d’uranium de l’ontario
• RSP-0284 – Gestion du vieillissement des câbles dans les centrales nucléaires
• RSP-0285 – Examen du document INFO-0286 (1988); Doses des jauges portatives
• RSP-0286 – Effets de l'irradiation sur les propriétés du métal de base et des soudures en acier inoxydable de catégorie 304L
• RSP-0287 – Caractérisation en laboratoire, modélisation et simulation numérique d'une zone endommagée par excavation autour de dépôts en formations géologiques profondes dans la roche sédimentaire
• RSP-0288 – Rapport technique UOME-RBB-2012-04 (Simulation des espacements de grille)
• RSP-0289 – Examen des critères d'évaluation des horaires de quarts de l'industries nucléaire
• RSP-0290 – Estimation de la gamme de doses de rayonnement pour les unités alpha-mois des produits de filiation du radon selon des paramètres physiques
• RSP-0298 – Exercice international de référence en mécanique des fluides numérique

RSP-0283 – Rapport sommaire de l’étude sur la mortalité et l’incidence du cancer dans la cohorte de travailleurs des mines d’uranium de l’ontario

Ce rapport décrit l’appariement des données réalisé par Statistique Canada pour une étude sur la mortalité épidémiologique et sur le cancer pour 30 914 mineurs qui ont travaillé dans les mines d’uranium de l’Ontario pendant au moins une semaine entre les années 1954 et 2004.

Voici les appariements de données réalisés : (1) appariement de données avec le sommaire historique des fichiers d’impôt (SHFI) pour les années 1984 à 2009 inclusivement; (2) appariement de données avec la Base canadienne de données sur la mortalité (BCDM) pour les années 1954 à 2007 inclusivement; et (3) appariement de données avec la Base canadienne de données sur le cancer (BCDC) pour les années 1969 à 2005 inclusivement.

Les registres de la cohorte ont été appariés avec le SHFI pour déterminer le statut vital des personnes à la fin de la période de suivi et pour ajouter des données aux registres de la cohorte dans le but de faciliter l’appariement des données relatives à la mortalité et au cancer. Cette opération a été possible pour 75 % des personnes qui avaient un numéro d’assurance sociale (NAS) soit fourni, soit obtenu grâce à une clé composite générée dans le cadre des travaux. Sur la totalité des registres originaux de la cohorte, 63 % des registres comportaient un NAS valide, alors que l’appariement « clé exacte » a généré un NAS pour 12 % des personnes restantes. Les registres correspondants obtenus grâce à un NAS ont ensuite été confirmés à l’aide d’autres renseignements d’identification, comme les noms et les dates de naissance.

Environ 386 registres ont été exclus en raison d’identificateurs insuffisants ou d’un dédoublement. Par conséquent, 30 528 registres ont été appariés avec la BCDM et la BCDC. Pendant la phase de résolution manuelle, les membres de l’équipe ont consulté des rapports détaillés sur les identificateurs communs tirés de la Cohorte des travailleurs des mines d’uranium de l’Ontario et de la BCDM.

Au total, 8 794 (28,8 %) correspondances de mortalité ont été trouvées. On a identifié 97 décès avec le SHFI qui ne se trouvaient pas dans l’appariement des données relatives à la mortalité. Il pourrait s’agir de personnes qui sont décédées à l’extérieur du Canada. Il a été déterminé qu’environ 16 455 personnes (53,9 %) étaient encore vivantes à la fin de la période de suivi et que 5 182 (16,9  %) n’avaient pu être retracées avec le suivi avant la fin de 2007.

Enfin, un appariement de données sur le cancer a été réalisé à l’aide de la BCDC pour les années 1969 à 2005. Les paniers de données et les règles utilisés pour cet appariement étaient semblables à ceux utilisés pour l’appariement des données relatives à la mortalité. Après résolution manuelle des correspondances possibles, il restait 4 320 correspondances acceptées avec la BCDC.

Consulter le rapport final RSP-0283 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0284 – Gestion du vieillissement des câbles dans les centrales nucléaires

Les câbles d’alimentation, de commande et d’instruments ont une importance fondamentale quant à la sûreté et à la fiabilité de l’exploitation des centrales nucléaires (CN). L’expérience acquise à l’échelle internationale a révélé que, au fil du vieillissement des centrales, le nombre et la fréquence des défaillances de câbles ont augmenté, ce qui semble indiquer que la dégradation attribuable à leur vieillissement constitue un facteur contributif. En raison de la prolongation de la vie utile des centrales au-delà de la durée de vie théorique initiale des câbles, le risque de défaillance associé à la dégradation attribuable au vieillissement augmente, ce qui peut poser problème sur les plans de la sûreté et de la fiabilité à long terme des centrales. L’analyse de l’historique des défaillances de câbles dans les CN canadiennes et internationales révèle que la majorité des défaillances de câbles ont été associées à des dommages aléatoires causés par leur installation/entretien ou à une dégradation attribuable à un vieillissement associé à des conditions d’exploitation défavorables, en particulier pour ce qui est des câbles à moyenne tension immergés. Par ailleurs, rien n’indique que les câbles exposés à des conditions typiques de faible contrainte fassent défaut prématurément en raison de leur vieillissement.

L’industrie nucléaire reconnaît la nécessité d’un programme complet et coordonné de gestion du vieillissement des câbles destiné à assurer dans une mesure raisonnable que la dégradation attribuable au vieillissement ne réduit pas de façon importante la sûreté et la fiabilité des CN en exploitation [13.4][13.7][13.17][13.35]. Beaucoup de ressources et d’efforts ont été consacrés à l’établissement des bases d’un tel programme au cours des 20 dernières années.

On a recueilli des renseignements auprès des représentants des CN canadiennes en exploitation concernant leur expérience quant à la fiabilité des câbles et les pratiques et programmes actuellement mis en œuvre pour faire face au problème du vieillissement des câbles [13.112][13.113][13.114][13.115][13.116]. On a comparé la configuration et l’expérience en matière de défaillance de câbles des CN canadiennes avec les travaux de recherche, l’expérience et l’orientation en matière de règlementation à l’échelle internationale. On a conclu que l’orientation internationale actuelle en matière de gestion du vieillissement des câbles est généralement appropriée et recommandée pour les CN canadiennes. 

On a formulé des recommandations d’orientation en matière de règlementation pour le Canada fondées sur ces bases et l’on a établi des éléments de programme fondamentaux conformément au guide de règlementation RG1.218 [13.35] de la United States Nuclear Regulatory Commission. On a déterminé que les 11 éléments fondamentaux suivants étaient essentiels pour l’efficacité d’un programme de gestion du vieillissement des câbles (PGVC) [section 12] :

• Définir la portée du programme (câbles à inclure);
• Constituer et tenir à jour une base de données comprenant l’ensemble des câbles à surveiller;
• Caractériser et surveiller le milieu d’exploitation;
• Déterminer les contraintes et les mécanismes de vieillissement anticipés;
• Sélectionner des techniques appropriées pour le contrôle de l’état (CE) des câbles surveillés;
• Établir l’état de référence des câbles surveillés;
• Déterminer les effets du vieillissement/caractéristiques des câbles surveillés par chaque technique de CE;
• De façon périodique, procéder à des inspections et à des essais de CE sur les câbles;
• De façon périodique, passer en revue et intégrer l’expérience acquise à la centrale et dans l’industrie;
• Examiner, évaluer et analyser (tendance) de façon périodique l’état des câbles surveillés;
• Déceler les états dégradés et définir/prendre des mesures correctives.

Dans les sections 6 à 10, on trouve un examen des pratiques de gestion du vieillissement des câbles des CN canadiennes en fonction des éléments fondamentaux d’un PGVC mentionnés précédemment. Bien que l’information provenant des CN ait été limitée, on a pu déterminer qu’aucune des CN ne dispose actuellement d’un PGVC complet qui réponde à toutes les exigences des éléments fondamentaux. Les lacunes des programmes varient d’une CN à l’autre, mais davantage d’information et une analyse plus poussée sont nécessaires pour que puisse être définie de manière précise l’étendue de ces lacunes.

Consulter le rapport final RSP-0284 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0285 – Examen du document INFO-0286 (1988); Doses des jauges portatives

Stantec procède à des expériences en matière de calcul de l’exposition depuis 2002. Pour calculer l’exposition de nos employés, nous avons pris en compte trois paramètres auxquels nous avons appliqué une valeur multiplicatrice. Nous avons comparé nos résultats avec la dosimétrie utilisée par certains employés afin d’ajuster les multiplicateurs. Notre bassin de données était minimal, et nous savions que nous devions obtenir plus de données pour pouvoir améliorer notre rendement. Cet outil limité nous a néanmoins permis de calculer l’exposition probable de nos employés, en particulier pour ceux n’utilisant pas beaucoup les jauges portatives. Sa plus grande utilité a été son application pour estimer l’exposition d’un employé à la suite d’un incident ou d’une dosimétrie révélant une surexposition. La CCSN cherchait un bassin de données soutenu par un registre des activités effectuées par les employés. Ils étaient à la recherche de données afin de répondre à une question brûlante : quelle est la contribution des neutrons à l’exposition d’un opérateur de jauge portative? Les travaux de recherche antérieurs n’ont permis d’amasser qu’une quantité limitée de données à cause de la taille réduite de leur échantillon et de l’impossibilité de modéliser l’exposition en raison de l’absence de registre des activités. À l’occasion d’une conférence sur le rayonnement, quelqu’un a remarqué que nous avions des intérêts communs et nous a présentés mutuellement.

On a lancé un projet de recherche et l'on a recueilli les données de membres du personnel sur le terrain portant un combo de dosimétrie Landauer® (Luxel® de type TA1 pour le rayonnement gamma et CR39 pour les neutrons). Le projet d’évaluation d’un an avec déploiement de radiamètres a été lancé le 1er juin 2011 et s’est terminé le 31 mai 2012.

Les employés ont présenté des rapports mensuels sur l’exposition indiquant de façon détaillée les paramètres clés d’exposition personnelle, conformément au protocole de l’étude, dont les suivants :

• Le nombre d’heures passées à transporter une jauge;
• Le nombre de mesures effectuées;
• La durée de l’entretien de la jauge effectué conformément aux instructions du fabricant.

Une fois la phase d’évaluation du projet terminée, le rapport d’exposition a été comparé aux totaux des trois paramètres mentionnés précédemment afin de déterminer le contributeur le plus probable à l’exposition aux rayons gamma/neutrons des opérateurs de jauge de densité.

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RSP-0286 – Effets de l'irradiation sur les propriétés du métal de base et des soudures en acier inoxydable de catégorie 304L

On a effectué une revue de la littérature afin de comprendre les effets de l’irradiation sur les propriétés mécaniques de l’acier inoxydable 304L utilisé comme métal de base et métal de soudure. L’objectif était de déterminer les éléments d’information qui permettront l’évaluation de la pertinence des données pour l’estimation des propriétés en fin de vie des cuves de calandre des réacteurs CANDU après 60 ans d’exploitation. L’accent a été mis sur la mesure de la ténacité de l’acier inoxydable 304L irradié. La plupart des données trouvées dans la littérature concernent des températures d’irradiation et d’essai élevées, ce qui correspond aux conditions des réacteurs à neutrons rapides et des réacteurs à eau ordinaire dont les températures de fonctionnement sont de 350 et 280 ○C, respectivement. La littérature passée en revue révèle que des essais de ténacité valides effectués sur des échantillons d’acier inoxydable 304 irradiés à des doses provoquant 4,1 DPA à des températures allant de 25 à 125 ○C (conditions pouvant être considérées comme proches de celles régnant dans la calandre) indiquent que la zone thermiquement affectée (ZTA) des soudures a une ténacité minimale KIC ≈ 108 MPa√m. Le fait que les essais de ténacité ne satisfont pas à toutes les exigences de validité quant à la taille indique que la ZTA pourrait être le maillon faible de la structure. 

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RSP-0287 – Caractérisation en laboratoire, modélisation et simulation numérique d'une zone endommagée par excavation autour de dépôts en formations géologiques profondes dans la roche sédimentaire

Ce rapport contient les éléments suivants : un examen de la littérature; des données expérimentales sur le comportement mécanique de l'argilite de Tournemire; un modèle constitutif du comportement mécanique de l'argilite de Tournemire; une simulation numérique de la zone endommagée par excavation (ZEE) autour d'une galerie existante sur le site du laboratoire souterrain de recherche de Tournemire, en France; et une simulation numérique d'une ZEE autour d'un dépôt en formations géologiques profondes proposé dans du calcaire de Cobourg sur le site de la centrale de Bruce, au Canada.

Le programme expérimental prévoit de mesurer les propriétés physiques du matériau transversalement isotrope de l'argilite de Tournemire et sa réaction mécanique à des épreuves uniaxes, à des épreuves triaxes sous différentes pression de confinement, à des épreuves cycliques avec et sans confinement, à des épreuves de traction par fendage et à des épreuves de fluage.

D'après les données expérimentales, un modèle élastoplastique a été mis au point pour simuler le comportement mécanique de l'argilite de Tournemire. Le modèle a été élaboré à partir de la théorie classique de la plasticité et des concepts de la mécanique de l'endommagement continu. Les effets de l'anisotropie inhérente sur la déformation et les propriétés de force sont intégrés au modèle. Tous les paramètres du modèle sont évalués à partir des données expérimentales.

Les simulations numériques étaient constituées d'analyses d'éléments finis de souche ordinaire des processus hydromécaniques couplés autour de la galerie sur le site de Tournemire et d'une salle de stockage hypothétique à la centrale de Bruce. L'incidence de l'anisotropie inhérente sur l'évolution de la zone endommagée par excavation est étudiée.

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RSP-0288 – Rapport technique UOME-RBB-2012-04 (Simulation des espacements de grille)

Des simulations numériques des écoulements turbulents dans une grappe de barres avec deux types de grilles d’espacement (type à aubes fendues et type à aubes de turbulence) ont été réalisées dans le cadre d’un exercice de comparaison internationale des programmes de dynamique numérique des fluides (DNF). Les détails des conditions et de la géométrie d’essai ont été fournis par le Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) de la Corée du Sud. Le modèle de la géométrie de calcul était basé sur les fichiers CAO fournis, certaines parties ayant été simplifiées afin d’éviter la détérioration de la qualité du maillage.

Dans la présente analyse, nous avons utilisé le modèle de turbulence de ségrégation, composé d’une combinaison de simulations SAS (simulations adaptatives d’échelle, qui sont des solutions de deuxième génération des équations de Navier-Stokes instationnaires moyennées selon le nombre de Reynolds) et LES (simulations de grands tourbillons). Cette approche hybride permet d’obtenir l’exactitude des simulations LES à un coût de calcul qui est inférieur à celui d’une pleine simulation LES. Pour les simulations, on a employé le schéma aux différences centrales d’ordre deux pour la discrétisation des termes de convection des équations de transport, et le schéma d’Euler implicite d’ordre deux pour la discrétisation temporelle. Comme condition limite à l’entrée pour la distribution de vitesse, nous avons utilisé les résultats de simulations stationnaires et distinctes de l’écoulement dans une grappe de barres dénudée.

Le 8 mai 2012, nos résultats numériques pour la grille d’espacement avec aubes fendues, utilisant des 22 M de cellules, et la grille d’espacement à aubes de turbulence, utilisant 20 M de cellules, ont été soumis à l’organisateur (KAERI) sous forme de vitesses moyennées dans le temps et de profils de fluctuation des vitesses quadrantales (RMS) dans les sections de quadrant des plans situés à 0,5 Dh , 1,0 Dh, 4,0 Dh et 10,0 Dh en aval des pointes de la grille d’espacement. Les courbes de contour des valeurs longitudinales de circulation et de tourbillon sur ces plans ont également été fournies.

KAERI a reçu 21 soumissions pour le scénario de grille d’espacement à aubes fendues, et a classé nos données de vitesse moyennée dans le temps à z = 1,0 Dh à la 11e place et ceux à z = 4,0 Dh à la 3e place. KAERI a reçu 14 soumissions pour le scénario de grille d’espacement à aubes de turbulence, et a classé nos données de vitesse moyennée dans le temps à z = 1,0 Dh à la 1re place et ceux à z = 4,0 Dh à la 4e place. Pour la configuration d’espacement à aubes fendues, un bon accord a été obtenu entre les vitesses latérales et longitudinales prévues et les résultats expérimentaux, mais la vitesse longitudinale prévue était loin de la vitesse mesurée. Cette différence est attribuée à la grossièreté du maillage. Pour la configuration d’espacement à aubes de turbulence, la vitesse prévue a montré un excellent accord avec les données expérimentales. Toutefois, les valeurs de contrainte de turbulence prévues pour les deux simulations de la grille d’espacement étaient significativement plus faibles que les résultats expérimentaux. Ceci est dû au fait que la maille dans la zone aval de la grappe de barres était trop grossière.

Pour améliorer la prévision du niveau de turbulence, nous avons effectué une simulation plus fine de la configuration de grille d’espacement à aubes fendues, en utilisant 40 M de cellules après avoir raffiné le maillage dans le scénario avec 22 M de cellules dans la zone aval de la grappe de barres. Les résultats de la simulation sont en bon accord avec les données expérimentales. Cela indique l’importance de la qualité et de la taille du maillage, en particulier dans les zones aval où la simulation LES a été appliquée.

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RSP-0289 – Examen des critères d'évaluation des horaires de quarts de l'industrie nucléaire

La CCSN prévoit officialiser ses exigences en matière de gestion de la fatigue et d'heures de travail dans un document réglementaire à l'intention des titulaires de permis d'exploitation d'installations et de centrales nucléaires. La CCSN précise actuellement des périodes de repos obligatoires et des limites d'heures de travail qui se fondent sur des critères qui ont été initialement élaborés en 1989, puis mis à jour en 2005. Par conséquent, il importe d'examiner les critères de 2005 et de cerner les points à améliorer en ce qui concerne la recherche actuelle, les pratiques exemplaires reposant sur des faits et les données de référence.

La CCSN a adjugé un contrat à Human Factors North Inc. (HFN) pour que l'entreprise effectue une recherche en vue de constater les écarts entre les critères de 2005 et les preuves scientifiques ainsi que les données de référence actuelles relatives aux heures de travail et à la gestion de la fatigue. Les objectifs particuliers du projet étaient les suivants : mettre à jour l'examen de la documentation, comparer les critères de 2005 avec les données scientifiques et de référence actuelles sur les heures de travail et la gestion de la fatigue, déterminer les points à améliorer dans les critères de 2005, et formuler des recommandations pour améliorer les critères de 2005 à partir des conclusions tirées de l'établissement des points de référence et de l'examen de la documentation.

La recherche et la documentation « parallèle » non publiée, notamment les documents réglementaires, pour la période allant de 1995 à novembre 2012 ont fait l'objet d'un examen. La stratégie de recherche englobait divers termes de recherche concernant le travail par quarts, les heures de travail et le repos, et l'établissement des horaires. Certains documents examinés faisaient référence aux recommandations formulées par diverses organisations de l'industrie concernant les heures de travail et de repos. On a comparé les critères de 2005 avec ces données de référence pour élaborer des directives concernant les pratiques exemplaires et formuler des recommandations à l'intention de l'industrie nucléaire du Canada. Les objectifs du projet consistaient à répondre à cinq grandes questions relatives à la recherche. Les questions et leurs réponses sont résumées ci-dessous.

1. Les limites d'heures de travail et les périodes de repos obligatoires indiquées dans les critères de 2005 (voir l'annexe Limites d'heures de travail et périodes de repos obligatoires de 2005) sont-elles conformes aux données scientifiques et de référence actuelles?
   
   Oui, à l'exception de ce qui suit :
   1. La durée maximale d'un quart de nuit (soit un quart qui englobe la période entre minuit et 5 h) doit être de 12 heures; autrement, un quart de jour pourrait être prolongé à 16 heures dans une période de 24 heures. (La limite initiale autorisait un quart de 16 heures en 24 heures en de rares occasions, sans qu'il soit restreint aux quarts de jour.)
   2. Le nombre d'heures de travail dans une période de 48 heures ne doit pas excéder 26. (La limite initiale était de 28 heures.)
   3. Le nombre maximal d'heures de travail dans une période continue de sept jours ne doit pas excéder 60. (La limite hebdomadaire initiale n'était pas une limite continue.)
   4. Les heures de travail doivent être limitées à 260 heures par cycle de cinq semaines. (La limite initiale était de 268 heures par cycle de cinq semaines.)
   5. Afin de déterminer la conformité avec les limites, tout le temps doit être comptabilisé à partir du moment où le travailleur se présente au travail jusqu'à ce qu'il soit libéré de toute responsabilité de travail, y compris les pauses repas non payées ou les pauses, à l'exception des siestes (avec des instructions concernant les conditions appropriées pour l'établissement de siestes). (La limite initiale ne faisait pas des siestes une exception.)
   6. En ce qui concerne les blocs de quarts de 12 heures,
      1. Une période minimale de repos de 48 heures doit suivre un bloc de cinq quarts de jour consécutifs, à l'exclusion du changement de quart (la limite initiale exigeait un repos de 48 heures après trois quarts de jour consécutifs).
      2. En raison du manque d'études particulières à l'appui d'une telle exigence, aucune période minimale de repos n'était prévue après un bloc de trois ou quatre quarts de jour consécutifs ou après un bloc de deux quarts de nuit consécutifs.
      Un bloc, parfois appelé « ensemble de travail », est défini comme un ensemble de quarts consécutifs commençant et se terminant à la même heure, suivi d'une période minimale de repos et d'un autre ensemble de quarts consécutifs.
2. Les limites d'heures de travail actuelles s'appliquent à une journée, à une semaine, à un cycle de quarts et à une année. Devrait-on établir des limites pour d'autres périodes?
   
   Pour l'instant, aucune preuve scientifique ne justifie l'établissement de limites pour des périodes autres que celles qui sont susmentionnées.
   
3. Quelles périodes de repos obligatoires et limites de quarts consécutifs devrait-on appliquer aux quarts de travail de jour, de soir ou de nuit, de huit heures ou de 10 heures?
   
   Pour les quarts de 10 heures, le maximum recommandé est de cinq quarts de jour consécutifs ou de quatre quarts de nuit consécutifs. (Les limites initiales ne prévoyaient aucune période de repos obligatoire après un bloc de quarts de 10 heures.)
   1. Une période minimale de repos de 48 heures doit suivre un bloc de cinq quarts de jour consécutifs, à l'exclusion du changement de quart.
   2. Une période minimale de repos de 72 heures doit suivre un bloc de trois ou quatre quarts de nuit consécutifs, à l'exclusion du changement de quart.
   Pour les quarts de 8 heures, le maximum recommandé est de six quarts de jour ou de soir consécutifs ou de cinq quarts de nuit consécutifs. (Les limites initiales ne prévoyaient aucune période de repos obligatoire après un bloc de quarts de huit heures.).
   1. Une période minimale de repos de 36 heures doit suivre les blocs de cinq ou de six quarts de jour ou de soir consécutifs, à l'exclusion du changement de quart.
   2. Une période minimale de repos de 48 heures doit suivre un bloc de quatre ou cinq quarts de nuit consécutifs, à l'exclusion du changement de quart.
   3. à l'avenir, une directive sur la rotation de quart devrait s'appliquer aux personnes qui font des quarts de huit heures.
4. Serait-il justifié d'accorder des exceptions pour les limites d'heures de travail ou les périodes de repos de courte durée en temps de grande demande? (Si oui, veuillez recommander des exceptions acceptables et fondées sur des preuves pour les limites d'heures de travail ou les périodes de repos et la durée de ces exceptions.)
   
   On doit souligner que travailler en poussant les limites d'heures de travail et de repos n'est pas viable et peut entraîner un manque de sommeil chronique. Aucune preuve scientifique ne justifie l'autorisation d'exceptions pour les limites d'heures de travail et les périodes de repos sans diminuer la sécurité.
   
5. Selon les données de référence et de recherche, quelles sont les dispositions relatives à la gestion de la fatigue, notamment les limites d'heures de travail et les périodes de repos obligatoires, appropriées pendant la construction d'une installation qui nécessitera des opérations de grande fiabilité, comme une centrale nucléaire?
   
   Les personnes qui réalisent des travaux de construction sur des installations relatives à la sûreté devraient faire l'objet du même règlement de la CCSN sur les heures de travail que les exploitants de centrales nucléaires ou d'autres personnes qui occupent des rôles axés sur la sûreté.

Consulter le rapport final RSP-0289 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0290 – Estimation de la gamme de doses de rayonnement pour les unités alpha-mois des produits de filiation du radon selon des paramètres physiques

L’unité de mesure appelée unité alpha-mois (UAM), qui mesure l’exposition aux produits de filiation du radon, est traditionnellement utilisée pour mesurer l’exposition des mineurs à l’uranium. Cette approche a été utilisée mondialement pour gérer et réglementer l’exposition des mineurs au radon et à ses produits de désintégration à courte durée de vie.
En vue de l’élaboration d’un système de radioprotection, il a fallu comparer les doses de radon et des produits de filiation du radon à d’autres sources d’exposition au rayonnement; par conséquent, une convention de conversion de la dose (CCD) est nécessaire. La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) à établi des lignes directrices à ce sujet et, dans la publication 65 (1993), elle a proposé de convertir l’exposition au radon (en UAM) en une dose effective, en divisant le risque de cancer du poumon tiré des études épidémiologiques menées chez des mineurs par le préjudice associé à la radioexposition externe, à partir essentiellement des données de suivi sur les survivants japonais des bombardements atomiques.

En plus de l’approche épidémiologique, on peut adopter une approche dosimétrique (c.‑à‑d. une approche qui se fonde sur des modèles biocinétiques et dosimétriques) pour estimer la dose qui atteint les poumons (ou des parties des poumons) et, avec l’aide de facteurs subjectifs de pondération, la dose correspondante effective peut être évaluée et utilisée à des fins de radioprotection. Dans son énoncé de 2009 sur le radon, la CIPR a proposé de s’écarter de son approche actuellement fondée sur les données épidémiologiques (c.-à-d. les CCD) afin de traiter le radon et ses produits de filiation de la même façon que les autres radionucléides et de publier les coefficients de dose calculés au moyen de modèles dosimétriques pour qu’ils soient utilisés au sein du système de protection de la CIPR.

L’objectif primordial de l’étude est de comprendre comment et dans quelle mesure les facteurs environnementaux à l’intérieur d’une mine influent sur la conversion des concentrations d’unités alpha des produits de désintégration du radon en suspension dans l’air en dose d’estimation.

La dose fondée sur la dosimétrie provenant des produits de désintégration du radon dépend des caractéristiques de l’environnement minier, notamment des combinaisons de plusieurs aérosols, y compris l’énergie alpha (habituellement mesurée en UA), la distribution granulométrique des aérosols du milieu de travail, notamment la fraction libre et, si on mesure le radon gazeux plutôt que les produits de filiation du radon, le facteur d’équilibre (F) entre le radon et ses produits de filiation est important. Ainsi, cette étude

• a recherché de l’information dosimétrique pertinente sur les environnements miniers et a conclu que les données pertinentes sont très limitées;
• s’est penchée sur les méthodes et les appareils de mesure des paramètres dosimétriques pertinents et a conclu que, pour le moment, le matériel de série actuellement offert sur le marché;
• a estimé la gamme de paramètres dosimétriques pertinents pour les conditions régnant dans les mines souterraines modernes d’uranium; les doses de produits de filiation du radon par UAM (fournies par la Health Protection Agency (HPA) au moyen de la mise en œuvre par l’HPA du modèle des voies respiratoires humaines (MVRH) de la CIPR);
• a procédé à des simulations afin de parvenir à une estimation de la variation du facteur de conversion de la dose absorbée pour des scénarios d’exposition et d’environnements miniers hypothétiques.

Dans les mines, tous ces paramètres varient considérablement à l’intérieur d’une seule et même mine. Les paramètres varient d’un endroit à l’autre selon l’activité minière et l’aérage et avec le temps. En raison des caractéristiques changeantes de l’atmosphère d’une mine, les paramètres ne varient pas seulement d’une mine à l’autre, mais également entre les différents postes de travail, et à mesure que les conditions et les opérations varient dans un même site.

Il est, par conséquent, extrêmement difficile de mettre au point des valeurs standard pour les paramètres atmosphériques qui peuvent s’appliquer à l’ensemble des emplois dans les mines d’uranium. Les simulations décrites dans ce rapport se penchent sur la possibilité de choisir une UA moyenne et la distribution granulométrique connexe pour chacun des trois milieux de travail hypothétiques. La taille des particules détermine les facteurs de conversion des doses propres au milieu de travail. Les facteurs dosimétrique utilisés dans les simulations sont présentés en unités de mGy/UAM et l’effet des facteurs de pondération des tissus et du rayonnement qui servent à convertir la dose absorbée au poumon en dose effective sont considérés séparément.

Les FCD (en tant que fonction de la taille des particules) ont été combinés aux UA du milieu de travail et le temps passé par un mineur dans chaque milieu de travail pour prédire la dose reçue (UAM) dans chaque milieu de travail. Les UA et les UAM dans l’ensemble des milieux de travail sont additionnés et un FCD pondéré est établi. En ce qui concerne les scénarios hypothétiques d’environnements miniers et d’exposition des travailleurs, qui ont été examinés dans le rapport, on a estimé que les FC des doses annuelles se situaient dans une gamme d’environ 6 à 10 mGy/UAM pour les deux types de travailleurs étudiés.

Nous pouvons conclure globalement que :

• les données dosimétriques pertinentes pour les mines modernes d’uranium sont très limitées;
• le matériel de série permettant de mesurer les paramètres dosimétriques nécessaires pour la modélisation n’est pas actuellement offert sur le marché;
• beaucoup d’incertitudes sont liées à la mise en œuvre d’une approche complètement dosimétrique.

De façon générale, il faut plus de recherches et améliorer les pratiques actuelles de mesure ainsi que le données pertinentes sur les environnements miniers modernes. Jusqu’à ce que de telles données soient disponibles, nous recommandons de conserver la pratique actuelle de surveillance, de déclaration et de réglementation de l’exposition des mineurs aux produits de filiation du radon.

Consulter le rapport final RSP-0290 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0298 – Exercice international de référence en mécanique des fluides numérique

La mécanique des fluides numérique (MFN) est de plus en plus utilisée en conception, analyse et autorisation des centrales nucléaires. À l’échelle internationale, la MFN a été utilisée pour évaluer des pièces d’écartement de palettes de mélange et examiner les problèmes de dilution du bore, de vieillissement induit par les raccords en T et d'autres phénomènes localisés ou tridimensionnels. Au Canada, la MFN a été appliquée aux géométries des collecteurs pour étudier les gradients de pression et de température de géométries des collecteurs, le débit et la génération de turbulences à l'intérieur des grappes de combustible et dans des applications de sûreté et d’autorisation liées au flux de modérateur et aux répartitions des températures. Ce rapport documente la portée et les résultats d'une étude de MFN ainsi qu'une comparaison avec les résultats expérimentaux de la plus récente étude de référence en mécanique des fluides numérique de l’Agence pour l’énergie nucléaire (AEN), qui relève de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE).

La prédiction des débits dans les canaux secondaires, même dans des conditions isothermes, est très ardue. Des structures complexes d'écoulement, le mélange dans la région d'écart et même le comportement de type pulsé instable introduisent tous des incertitudes dans tous les modèles prédictifs. Cette situation est compliquée par la présence de grilles d’assemblage, qui jouent le rôle d’espaceurs dans les réacteurs à eau légère (REL), ou de plaques d’extrémité des grappes de combustible CANDU, qui provoquent un fort mélange ainsi qu’une augmentation considérable des niveaux de turbulence locale. Dans de nombreuses études historiques, des programmes de thermohydraulique tels que COBRA ou ASSERT-PV ont été utilisés pour prédire les flux dans les canaux secondaires des grappes de combustible. Cependant, ces programmes de calcul de canal secondaire s’appuient sur des coefficients de mélange, des facteurs de perte hydraulique et des relations de contraintes de cisaillement obtenus empiriquement pour fermer le système d'équations. L'avantage d'un code MFN pour les prédictions de canal secondaire est qu'il ne repose pas autant sur des facteurs et des notions empiriques relatifs aux mélanges dépendant de la géométrie. Ainsi, les résultats de la MFN ont un potentiel d’application plus étendu, en dépit de leurs besoins de validation et de test adéquats. L'étude de l’applicabilité et de l’exactitude des programmes MFN a été le sujet d'un grand nombre d'exercices de validation ainsi que d’évaluations de référence internationales.

L’AEN de l’OCDE a organisé un nouvel exercice de référence pour étudier l’application de la MFN aux flux et aux niveaux de turbulence dans les grappes de combustible. Cet exercice de référence consistait à collecter de nouvelles données expérimentales pour une géométrie de grappe de barres de combustible comprenant des espaceurs sous forme de grille et à prendre des mesures ponctuelles de vitesses moyennes et moyennes quadratiques détaillées. Ces données ont été cachées aux participants à l’exercice de référence avant la date limite de soumission des contributions. Ainsi, les prédictions par MFN ne tenaient pas compte des données de ce rapport. L'équipe de l’exercice de référence a publié les spécifications, les géométries et des conditions aux limites de cette expérience¹ en 2011, et on a demandé aux participants à l'exercice de référence MFN de présenter leurs résultats en mai 2012. Après réception des soumissions, l'OCDE a procédé à une évaluation des résultats des travaux avec la MFN présentés en fonction des données expérimentales et a également communiqué les résultats aux participants à l’exercice MFN afin qu'ils puissent faire leurs propres comparaisons.

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