Sommaires des rapports de recherche 2013-2014

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

• RSP-0292 – Tendances en matière de recherche nucléaire après Fukushima
• RSP-0293 - OPG/BP - Méthode EVS 2010 de calcul du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques : Vérification indépendante et analyse comparative de la méthode statistique et du cadre mathématique
• RSP-0294 - Évaluation des taux de fuite des tubes de générateur de vapeur
• RSP-0295 - Étude de la possibilité de fissuration par fatigue et du débit de fuite des faisceaux de tubes en U soumis à des vibrations sous écoulement et du débit des fuites potentielles
• RSP-0296 - Analyse statistique des données sur les défaillances d’origine commune en soutien à l’analyse de sûreté et de fiabilité des systèmes des centrales nucléaires
• RSP-0297 - Évaluation de la limite annuelle d’incorporation (LAI) pour le minerai d’uranium et son concentré

RSP-0292 - Tendances en matière de recherche nucléaire après Fukushima

Contexte

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) dirige un programme de recherche extra-muros pour fournir au personnel des connaissances scientifiques et techniques indépendantes à l’appui de la mission de la CCSN. Afin d’éclairer les futures priorités de recherche, la CCSN souhaite comprendre les tendances en matière de recherche qui découlent de l’incident de Fukushima. Les événements survenus à la centrale nucléaire Fukushima Daiichi le 11 mars 2011 ont abruptement modifié le contexte nucléaire à l’échelle internationale. Dans un monde « après-Fukushima », on remet en question les pratiques courantes et on pose de nouvelles questions. Bien que la conception CANDU soit fondamentalement différente de celle des réacteurs de Fukushima, la CCSN peut encore probablement tirer des leçons de l’incident survenu au Japon.

Objectif de l’étude

La CCSN avait besoin d’une revue de la littérature nucléaire sur l’analyse et la recherche après les événements survenus à Fukushima afin de connaître les nouveaux projets de recherche ou les tendances en matière de recherche qui sont apparus par suite de l’incident survenu au Japon.

Approche de l’étude

L’étude a fait appel à deux champs d’enquête principaux, les entrevues et la documentation, et la revue de la littérature. Les entrevues devaient servir à donner des indications pour ce qui était de l’orientation et de la portée de la revue de la littérature. On a élaboré un cadre pour les conclusions de l’étude tel qu’indiqué ci-dessous qui présentait les données par organisme parrain et selon trois catégories : (i) les besoins/thèmes sur le plan de la recherche définis par l’organisme; (ii) les projets de recherche prévus ou en cours découlant de l’incident; et (iii) les projets de recherche découlant de l’incident qui sont terminés et publiés. Pour chaque catégorie, les données ont ensuite été liées dans toute la mesure du possible aux disciplines de recherche suivante de la CCSN : aptitude fonctionnelle; analyse de sûreté; conception matérielle; sécurité des déchets; protection de l’environnement ou l’évaluation des risques environnementaux; radioprotection; gestion du rendement humain et facteurs humains; garanties; planification des mesures d’urgence; et aspects sociaux. Une description de ces disciplines figure à l'annexe 2.

Entrevues : Les entrevues ont été menées avec des représentants des organismes de réglementation de l’industrie nucléaire des É.-U., de la France, du R.-U. et du Japon, ainsi qu’avec des représentants de l’Agence pour l’énergie nucléaire de l’Organisation de coopération et de développement économique (OCDE/AEN); de l’Agence internationale d’énergie atomique (AIEA) et de l’Electric Power Research Institute (EPRI). Le choix des personnes retenues pour les entrevues et la communication avec ces personnes ont été facilités par l’agent de projets de recherche et la Division des relations internationales de la CCSN. L'annexe B renferme la liste des personnes interrogées.

Consulter le rapport final RSP-0292 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0293 - OPG/BP - Méthode EVS 2010 de calcul du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques : Vérification indépendante et analyse comparative de la méthode statistique et du cadre mathématique

La méthode EVS 2010 est une solution statistique aux limites de tolérance pour le problème du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques. Dans ce rapport, je présente mon évaluation de la justesse théorique et de l’aptitude pratique de la méthode EVS 2010 pour ce problème. Sur la base d’un examen technique de la théorie de la méthode EVS 2010 et de trois exercices distincts d’analyse comparative pour évaluer sa convenance, le rapport formule un certain nombre de conclusions s’appuyant sur neuf constations principales.

Mon examen technique m’a permis de constater que la théorie de la méthode EVS 2010 est mathématiquement et statistiquement correcte, et les analyses comparatives ont permis de constater que dans la grande majorité des essais, la méthode EVS 2010 offrait une protection adéquate en matière de couverture de la limite de tolérance.

Pour ce qui est du problème du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques, la « protection adéquate » signifie que la méthode fournit au moins une assurance à 95 % que le point de déclenchement fonctionnera assez tôt lors d’un événement de perte lente de régulation pour prévenir le risque d’assèchement dans 95 % de ces événements. Ces résultats positifs laissent à entendre que la méthode EVS 2010 est fondamentalement robuste, du moins en théorie, et qu’elle a le potentiel d’offrir une solution pratique au problème du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques.

Cependant, un certain nombre d’autres constatations montrent clairement que, pour le moment, plusieurs questions sont en suspens concernant son utilisation pour déterminer les points de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques dans la pratique.

En particulier, l’analyse comparative indique qu’il y a trois situations spécifiques où la méthode EVS ne peut pas fournir une protection adéquate contre les risques d’assèchement. En outre, les limites inhérentes à l’analyse comparative générique employée dans ce travail signifient que le rendement encourageant constaté dans les essais comparatifs ne tiendrait pas dans une application réelle particulière.

Dans toute application pratique proposée, il sera essentiel de fournir une assurance que la méthode EVS 2010 assurera un bon comportement aux limites de tolérance dans cette application.

Ma tâche de « vérification et comparaison » aboutit formellement seulement à ces conclusions et, en particulier, elle ne prescrit pas comment l’assurance exigée dans cette troisième conclusion devrait être fournie. Toutefois, la section de mon rapport intitulé « Résumé, conclusions et recommandations » se termine par une série de recommandations pour les progrès futurs à l’égard du problème du point de déclenchement en cas de surpuissances neutroniques, dont trois façons d’obtenir une assurance de bon comportement aux limites de tolérance dans les applications proposées pour la méthode EVS 2010.

Consulter le rapport final RSP-0293 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0294 – Évaluation des taux de fuite des tubes de générateur de vapeur

L'objectif principal du projet était de développer une base de données complète et des modèles sur le processus de dégradation des tubes des générateurs de vapeur et les taux de fuite qui permettraient à la CCSN d'évaluer de manière indépendante l'intégrité des tubes des générateurs de vapeur. À mesure que les centrales vieillissent et que la dégradation se poursuit, de nouvelles formes de dégradation apparaissent et de nouveaux systèmes de gestion de défauts spécifiques doivent donc être mis en œuvre. La portée de la recherche actuelle couvre la consolidation des données sur les réacteurs CANDU et sur les mécanismes de dégradation des tubes des générateurs de vapeur des réacteurs à eau sous pression (REP) (fissuration par corrosion sous contrainte, piqûres et frottement) et ainsi qu’à l'apparition et à la croissance des défauts, en se fondant sur des modèles de la mécanique des fractures. Un programme d'expérimentation et de modélisation a été lancé. Des données expérimentales sur les taux de fuite par des fissures de tubes de générateurs de vapeur de réacteurs CANDU ont été recueillies et un modèle d'équilibre homogène (HEM) ainsi qu'un modèle homogène non équilibré (HNEM) ont été réalisés à partir des équations de conservation, constituant ainsi une base physique pour la prédiction. Plusieurs tâches ont été menées dans le cadre de ce projet.

• Un programme expérimental, ce qui comprend : la conception et la construction d'une installation d'essai expérimental, le développement d'une matrice de test, la conception et la fabrication d'éprouvettes de simulation des fissures et la réalisation d'expériences pour différentes conditions de fonctionnement.
• Une base de données consolidée sur l'écoulement restreint dans le cas de fissures dont la longueur varie de courte jusqu'à une longueur égale au diamètre a été compilée en effectuant des tests à la Facility for Leak Rate Testing (FLRT) des Multiphase Flows and Fuel Cell Research Labs (MFRL) de l'Université Purdue en simulant la différence de pression dans un tube de générateur de vapeur avec divers échantillons de fissures et en effectuant des essais d'étanchéité à aire constante.
• Développement d'un nouveau modèle d'écoulement restreint et validation du modèle en fonction de données expérimentales.
• L'application du modèle de code RELAP5 à la prévision de l'écoulement restreint et l'évaluation des capacités prédictives du modèle.
• Recommandation d'une approche de modélisation optimale de l'écoulement restreint en vue de son application à l'évaluation de l'intégrité des tubes de générateurs de vapeur.

Consulter le rapport final RSP-0294 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0295 - Étude de la possibilité de fissuration par fatigue et du débit de fuite des faisceaux de tubes en U soumis à des vibrations sous écoulement et du débit des fuites potentielles

Dans une centrale CANDU, les tubes du générateur de vapeur constituent la plus grande partie de l’enveloppe de pression du fluide caloporteur primaire du réacteur. Conséquemment, le maintien de l’intégrité de ces tubes constitue l’un des enjeux de sûreté les plus importants, car ils assurent la séparation des deux fluides.

Les dispositifs de ce type comportent un grand nombre de tubes distincts. Une grande quantité d’énergie sous la forme d’écoulement liquide à haute vitesse circule autour de ces tubes. De graves problèmes peuvent survenir si une petite portion de cette énergie se transforme en énergie mécanique qui pourra générer de très fortes vibrations entraînant une défaillance par fatigue ou par usure des raccords des supports, ou par ces deux phénomènes. Ainsi, on prend des mesures pour réduire l’usure par frottement en renforçant la structure et en réduisant le jeu entre les tubes et leurs supports. On devrait tenir compte de l’usure par frottement causée pendant l’exploitation normale et lors de l’étape de la conception. Toutefois, dans certaines conditions, les supports placés sur la section droite du tube peuvent se détériorer au point où apparaissent des jeux très grands, ou ils peuvent se dégrader complètement. Cette situation s’est produite dans la tranche 8 de la centrale de Bruce, où une plaque de soutien d’un tube a été gravement endommagée. Cet endommagement a été révélé par un essai par courants de Foucault et, plus tard, confirmé par une inspection qui a constaté une perte de métal causée par la corrosion accélérée par l’écoulement de la plaque de support à section trilobée en acier au carbone. Ces lacunes allaient de la perte partielle mineure à la perte totale des ligaments. La disparition des ligaments se traduit par une absence de support pour les tubes adjacents qui les rend plus sensibles aux dommages par usure de contact et à la fissuration par la fatigue en ces endroits particuliers. Ces conditions pourraient en outre influer sur la vitesse d’usure de la section en U du tube, en raison de la progression des modes d’instabilité. L’intégrité des tubes pourrait être sérieusement réduite à la suite d’une perte possible de support. On a donc proposé et appliqué des solutions, en particulier l’ajout de barres aplaties à différents endroits du U et l’insertion d’un support en forme de peigne pour remplacer le support percé par la corrosion. Des recherches antérieures par le laboratoire des interactions fluide-structure de l’Université de Guelph avaient montré que ce sont des remèdes efficaces qui réduisent l’amplitude de vibration et l’endommagement par le frottement subséquent lorsque tous les supports des tuyaux en U ont un jeu inférieur à 0,2 mm.

Le présent rapport présente les constatations d’un travail d’étude du potentiel de fissuration par fatigue causée par un tel accident. Des simulations numériques ont été faites de l’ensemble du tube en U, soumis à un écoulement variable de fluide typique de la configuration d’un générateur de vapeur CANDU. Des évaluations déterministe et probabiliste ont été utilisées. Nous montrons que les solutions suggérées réduisent efficacement le potentiel d’endommagement si le jeu radial entre le tube et le support est sous 0,2 mm. En outre, nous avons prouvé que les supports en barres dentelées au sommet du coude en U étaient cruciaux. Nous avons simulé la propagation de fissures à la surface d’une circonférence et de part en part d’une paroi. En outre, nous avons aussi calculé le débit d’une fuite par une fissure dans la paroi. Nous présentons aussi des graphiques montrant les probabilités de vie et les débits de fuite dépassant certains seuils.

Consulter le rapport final RSP-0295 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0296 - Analyse statistique des données sur les défaillances d’origine commune en soutien à l’analyse de sûreté et de fiabilité des systèmes des centrales nucléaires

Le présent rapport décrit les conclusions d’un projet intitulé « Analyse statistique des données de défaillance d’origine commune en soutien à l’analyse de sûreté et de fiabilité des systèmes des centrales nucléaires pour la CCSN », réalisé dans le cadre du contrat no 87055‑12‑0221.

L’analyse des défaillances d’origine commune est un élément important de l’évaluation probabiliste de la sûreté des systèmes qui est importante pour la sûreté des centrales nucléaires. À partir de la conceptualisation de l’événement causant une défaillance commune, on a publié plusieurs modèles probabilistes dans les écrits scientifiques. Le présent rapport fournit un examen complet des différentes techniques de modélisation des défaillances d’origine commune qui montre que la méthode moderne appelée « Modèle général du taux de défaillance multiple » (Modèle général) est celle qui simule le mieux, à partir des probabilités, les événements menant à des défaillances d’origine commune. C’est pourquoi ce rapport décrit en détail le Modèle général et que celui-ci a été adopté pour les études de cas. La méthode empirique de Bayes est utilisée pour l’estimation des paramètres du Modèle général. Le rapport présente les méthodes de mappage des données, et la méthode de Bayes qui combine les données de différents groupes de composants et d’usine dans l’estimation statistique. Le projet présente des études de cas détaillées qui illustrent le mappage de données et la méthode empirique de Bayes. Ces études de cas visent les données de défaillance d’origine commune des vannes motorisées. Elles serviront de gabarit pour l’analyse des données de défaillances d’origine commune d’autres systèmes de sûreté. Le rapport présente au personnel de la CCSN des méthodes d’analyse des taux de défaillance d’origine commune et sert à évaluer si les données initiales utilisées pour les évaluations probabilistes de sûreté des installations canadiennes sont adéquates.

Ce projet fait la démonstration du développement de la capacité d’analyser les données de défaillances d’origine commune, conforme aux meilleures pratiques internationales.

Consulter le rapport final RSP-0296 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0297 - Évaluation de la limite annuelle d’incorporation (LAI) pour le minerai d’uranium et son concentré

En octobre 1994, la Commission de contrôle de l’énergie atomique (CCEA) recommandait des valeurs par défaut pour la limite annuelle d’incorporation (LAI) s’appliquant au minerai d’uranium et à deux types de concentré (gâteau jaune), au Groupe de travail sur la poussière radioactive à période longue du ministère du Travail de la Saskatchewan. Depuis, de nouvelles données sur la solubilité sont devenues disponibles et la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) a récemment réévalué ses modèles biocinétiques. Il est donc approprié de revoir les LAI en utilisant les données actualisées pour la solubilité et les modèles biocinétiques actuels de la CIPR pour établir si des changements sont nécessaires aux valeurs par défaut des LAI.

L’objectif premier de cette étude était de calculer des LAI par défaut, adéquats pour tous les travailleurs des mines et usines de concentration d’uranium du Canada, à partir des données les plus récentes sur la solubilité et les méthodes dosimétriques pour le minerai d’uranium, ainsi que les gâteaux jaunes calciné et non calciné. Nous reconnaissons que les futures mines et usines d’uranium au Canada pourraient produire du minerai et du gâteau jaune ayant des caractéristiques légèrement différentes des installations actuelles. Ainsi, la présente étude donne également directives de haut niveau sur l’élaboration de LAI appropriées pour les nouveaux minerais et gâteaux jaunes issus de sources ou de procédés différents et pour la technologie future en Amérique du Nord.

La première étape de notre étude a été la réalisation d’une revue des écrits scientifiques. Une fois celle-ci terminée, nous avons colligé les plus récentes données sur la solubilité disponibles pour l’extraction et la concentration de l’uranium au Canada et nous avons sélectionné les données de solubilité que l’on a considérées comme étant représentatives des mines et usines de concentration actuelles au Canada. À partir des données de solubilité, nous avons calculé les paramètres d’absorption qui ont servi de données d’entrée au modèle dosimétrique. Le modèle utilisé dans la présente étude est le même que celui utilisé par la CIPR pour calculer les coefficients de dose résultant de l’incorporation des radionucléides. Finalement, nous avons utilisé les résultats de la modélisation pour le calcul des valeurs révisées des limites annuelles d’incorporation. On devrait noter que les LAI proposées dans le présent rapport reposent sur la dose radiologique; toutefois, dans certains cas, le facteur limitatif des LAI sera la toxicité chimique.

Consulter le rapport final RSP-0297 (PDF) (en anglais seulement)