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Sommaires des rapports de recherche 2017–2018

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

RSP-692.1, Établissement de conditions de référence pour le rétablissement environnemental aux sites miniers historiques d'Elliot Lake

L'évaluation du rétablissement environnemental nécessite une connaissance des niveaux de contamination de référence préalables à la mise en œuvre d'activités (status quo ante).

À Elliot Lake (Ontario), lorsque les activités minières des années 1960 ont été entreprises, aucune étude d'impact sur l'environnement exhaustive n'a été réalisée au préalable pour le site, et on ne disposait que de peu de connaissances des conditions de référence.

Dans la présente étude, nous exposons les profils de carottes de sédiments sur lesquels seront fondées les estimations des concentrations de fond du lac Huron ayant été altérées par les activités d'exploitation de l'uranium en amont. Nous avons également mesuré les radionucléides et les métaux dans l'eau et dans les sédiments du bassin hydrographique contaminé (rivière Serpent) et d'un bassin hydrographique non contaminé adjacent (rivière Mississagi). Les concentrations dans l'eau et dans les sédiments obtenues permettront de calculer les concentrations de fond à la fin de l'exploitation.

L'étude démontre la manière dont l'analyse des sédiments et de l'eau contribue à estimer les concentrations de fond historiques d'un bassin hydrographique contaminé lorsqu'aucune étude d'impact sur l'environnement n'a été réalisée au préalable. Les concentrations environnementales énoncées dans l'étude faciliteront l'évaluation du rétablissement environnemental du bassin hydrographique de la rivière Serpent.

Lire le rapport définitif RSP-692.1 (PDF)

RSP-688.1, Séminaire technique sur les exigences de l'ASME pour la construction de réacteurs à haute température

Plusieurs fournisseurs de petits réacteurs modulaires (PRM) ont proposé à la CCSN des conceptions de réacteurs qui seraient exploités à des températures plus élevées que les réacteurs refroidis à l'eau (soit à des températures pouvant aller jusqu'à 650 °C ou pouvant dépasser 1 000 °C dans des conditions d'accident). À de telles températures, des problèmes d'intégrité structurale pourraient entraîner des modes et des mécanismes de défaillance différents. Pour aborder ces différences, l'American Society of Mechanical Engineers (ASME) a ajouté en 2011 une nouvelle division – la division 5, « High Temperature Reactors » (réacteurs à haute température) – à la section III de son Boiler and Pressure Vessel Code (code sur les chaudières et les appareils à pression).

Ce séminaire technique a été donné au personnel de la CCSN pour l'aider à comprendre les aspects importants de la conception des réacteurs exploités à haute température ainsi que l'évaluation des dommages à ceux-ci. Les présentateurs ont donné un aperçu des exigences de la division 5, des différences sur le plan du principe de conception ainsi que du fondement technique du code dans le contexte de l'intégrité structurale des réacteurs à haute température. Le séminaire a aussi porté sur les domaines de sûreté d'intérêt qui sont touchés par le choix des matériaux, la fabrication et l'installation, la mise à l'essai, la protection contre la surpression et de l'assurance de la qualité pour ce qui suit :

  • composants métalliques de l'enveloppe sous pression de catégorie A
  • composants métalliques de l'enveloppe sous pression de catégorie B
  • supports métalliques de catégorie A et B
  • structures métalliques de soutien du cœur de catégorie A
  • structures non métalliques de soutien du cœur de catégorie A

Le résumé RSP-688.1 se rapporte aux présentations suivantes données lors du séminaire :

RSP-613.6, Mise au point et application du code d'évaluation de la sûreté

Le personnel de la CCSN doit acquérir et maintenir des connaissances scientifiques indépendantes pour étayer les décisions en matière d'autorisation et informer objectivement les parties intéressées. L'établissement de la fiabilité des codes informatiques servant à l'évaluation de la sûreté des dépôts de déchets nucléaires est essentiel à cette base de connaissances.

En 2015, la CCSN a financé une étude intitulée « Évaluation de codes d'évaluation de la sûreté pour les installations d'évacuation de combustible usé ». Celle-ci visait à déterminer si le code informatique SOAR1 de la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États Unis peut servir à effectuer des calculs indépendants en vue de vérifier les calculs de dose des promoteurs dans les installations de gestion ou d'évacuation des déchets radioactifs. L'étude a permis de conclure que, de manière générale, le SOAR constitue un outil d'évaluation rigoureux, convivial et polyvalent.

Le personnel de la CCSN a également présenté les résultats de l'étude à l'occasion du séminaire sur les géosciences de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) qui a eu lieu les 7 et 8 juin 2016 à Toronto. Il a également relevé certaines limites du SOAR :

  • le SOAR n'offre pas suffisamment de marge de manœuvre pour prendre en compte différentes configurations de conteneurs de déchets et divers mécanismes de rejet des contaminants
  • le SOAR ne tient compte que de 16 radionucléides
  • le SOAR ne tient compte que de l'exposition par la consommation d'eau potable dans le volet de la biosphère; il ne prend pas en compte les doses provenant d'autres voies d'exposition, comme l'ingestion d'aliments, l'inhalation de l'air, l'ingestion de sol, l'exposition externe aux radionucléides dans le sol, l'immersion dans l'air et l'immersion dans l'eau
  • le SOAR n'est pas compatible avec la dernière version de GoldSim, le logiciel de simulation dont il dépend
  • à l'heure actuelle, la NRC des États-Unis ne compte pas mettre à niveau le SOAR

Pour tenir compte de ces limitations, le nouveau projet de mise au point du code d'évaluation de la sûreté vise à mettre au point un nouveau programme de calcul de dose fondé sur le SOAR, appelé DOC WMF, et à l'évaluer en l'appliquant à une installation de gestion de déchets près de la surface représentative.

La recherche aidera le personnel de la CCSN à mettre en place les capacités lui permettant d'effectuer des évaluations indépendantes à long terme de la sûreté des dépôts géologiques ou d'autres types d'installations de gestion ou d'évacuation des déchets. Le calcul de dose indépendant représente pour le personnel de la CCSN une méthode très efficace permettant de vérifier les résultats clés fournis par les titulaires de permis et les promoteurs à l'appui de leurs applications.

La mise au point et la vérification du nouveau programme DOC-WMF peut être effectuée en l'appliquant à une installation de gestion de déchets près de la surface représentative, les connaissances peuvent être transférées au personnel de la CCSN.

1 Le modèle d'étude des options et d'analyse des risques (SOAR en anglais) est un outil polyvalent d'évaluation du rendement qui vise à fournir au personnel de la NRC des États-Unis des renseignements opportuns en matière de risque et de rendement sur diverses possibilités d'évacuation des déchets de haute activité.

Lire le rapport définitif RSP-613.6 (PDF)

RSP-613.2, Production de gaz par les déchets organiques sur une période de sept ans : incidence sur la gestion des déchets de faible et de moyenne activité

Les dépôts géologiques en profondeur ont été adoptés par de nombreux pays en vue de l'évacuation permanente des déchets de faible et de moyenne activité. Lors de l'évaluation du stockage à long terme de ces déchets dans des installations géologiques, il faut porter une attention particulière à ce qui suit :

  • l'incidence de la pression des gaz sur la resaturation des cavités souterraines par l'eau météorique et l'incidence de ces deux forces sur le transport des radionucléides en solution aqueuse par les eaux souterraines et sur la migration des radionucléides gazeux dans les fractures de la roche ou par les joints d'étanchéité des puits
  • l'incidence des processus microbiens sur les déchets de même que sur la spéciation et le transport des radionucléides présents dans ces déchets.

Sur de longues périodes, la biodégradation anaérobique in situ des composants non radiologiques des déchets devrait générer ce qui suit :

  • des gaz et des composés volatils qui pourraient accroître la pression exercée et ainsi ralentir le taux de resaturation d'une cavité souterraine et retarder la migration des radionucléides solubles
  • des acides qui peuvent avoir une incidence sur l'intégrité initiale de la roche hôte et des joints d'étanchéité des puits qui isolent et confinent les déchets radioactifs

L'hydrogène, le dioxyde de carbone, le méthane et d'autres composés volatils constituent les gaz qui devraient être générés par les composants organiques biodégradables des déchets. Durant sept ans, nous avons surveillé l'évolution de la pression des gaz, la composition des gaz dans l'espace de tête et la microbiologie des déchets organiques à l'étude. L'évolution de la pression des gaz et les changements dans leur composition sont interprétés en fonction de la composition fongique, bactérienne et archéenne des déchets à l'étude et selon les gènes fonctionnels associés à la formation de méthane et d'acétate, qui consomment tous deux de l'hydrogène et du dioxyde de carbone, réduisant par conséquent la pression accumulée dans une cavité souterraine.

Dans le cadre de notre expérience, la formation de méthane a semblé faible, alors que la formation d'acétate a été importante. Dans un tel scénario, les acétogènes pourraient générer de l'acidité et avoir une incidence locale sur les barrières, ce dont il faudrait tenir compte dans la conception des joints d'étanchéité des puits. Les dossiers de sûreté à long terme des dépôts offrent généralement une marge de manœuvre suffisante pour tenir compte de la présence d'acétogènes. Toutefois, l'inclusion de l'acétogénèse dans les évaluations de la sûreté des dépôts permettra de réduire l'incertitude.

Lire le rapport définitif RSP-613.2 (PDF)

RSP-602.2, Tableaux d'identification et de classement de phénomènes (TICP) en cas d'accident grave mettant en cause une piscine de stockage du combustible irradié CANDU

À la suite de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, le personnel de la CCSN a déterminé qu'il était nécessaire d'établir des modèles de calcul détaillés pour développer des scénarios plus réalistes d'accident grave mettant en cause une piscine de stockage du combustible irradié.

Les tableaux d'identification et de classement de phénomènes (TICP) ont été élaborés par la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis en 1988; depuis, il est utilisé fréquemment à l'échelle internationale dans le cadre de la planification des priorités de la recherche et développement et du développement de code.

L'application du processus de TICP dans notre étude a été axée sur un scénario de perte prolongée du réfrigérant primaire dans une piscine de stockage du combustible irradié CANDU qui entraîne le drainage complet de l'eau de refroidissement de la piscine de stockage. La période visée allait des conditions normales d'exploitation à sept jours après le drainage complet de la piscine de stockage.

L'évaluation de l'application a été réalisée par un groupe d'experts indépendants des réacteurs CANDU. Ces derniers ont mis à profit leur vaste expertise et leurs connaissances en vue de dresser une liste pertinente de phénomènes associés à un tel accident, d'établir l'ordre de leur importance relative, puis d'évaluer le niveau de connaissances actuelles à leur égard.

Lire le rapport définitif RSP-602.2 (PDF)

RSP-413.7, Modélisation des processus thermo-hydro-mécano-chimiques dans les roches et les scellements des dépôts géologiques en profondeur

La production d'énergie nucléaire génère un volume considérable de déchets radioactifs. L'évacuation dans un dépôt géologique en profondeur envisagée pour la gestion à long terme de ces déchets est fondée sur de multiples barrières visant à empêcher la migration des contaminants vers la biosphère.

Le présent rapport résume une série d'études exhaustives sur le couplage des facteurs mécaniques, hydrauliques, thermiques et chimiques qui influence les comportements à court et à long terme des scellements en argile et de la roche hôte d'un dépôt géologique en profondeur (DGP).

Les études ont inclus les suivantes :

Évaluation de la portée hydromécanique
Ontario Power Generation (OPG) propose de construire un DGP pour les déchets de faible et de moyenne activité. Une étude préliminaire d'établissement de la portée a été réalisée à l'égard des comportements à court et à long terme du projet de DGP. La simulation numérique est fondée sur les équations principales hydromécaniques couplées et tient compte des résultats d'évaluations géoscientifiques de sites réalisées à l'égard de diverses formations géologiques. L'évaluation à court terme porte principalement sur la réponse poroélastique induite par l'excavation de la roche hôte. L'évaluation à long terme aborde l'incidence des cycles glaciaires sur la stabilité de la roche hôte, des puits verticaux et des chambres de stockage des déchets horizontales. L'évaluation démontre que les formations géologiques à proximité du DGP continuent de confiner efficacement les radionucléides, tant à court qu'à long terme.

Évaluation thermo-hydro-mécanique des scellements et de la roche hôte
Une étude de modélisation de l'essai de chauffage (HE-E) a été réalisée au laboratoire souterrain du Mont Terri en Suisse. Un modèle thermo-hydro-mécanique couplé a été mis au point afin d'étudier les observations découlant d'expériences en laboratoire et sur le terrain à l'égard de divers processus physiques. Le modèle reproduit très efficacement la plupart des profils de température mesurés, de la migration de l'humidité et des fluctuations de la pression interstitielle.

Modèle viscoélastoplastique du schiste anisotrope
À l'aide des résultats d'essais de fluage et d'essais de contraintes triaxiales monotones et cycliques réalisés dans les laboratoires de CANMET, des relations constitutives à l'égard du comportement mécanique du schiste de Tournemire ont été établies. Le modèle est fondé sur la théorie de la plasticité et tient compte de l'anisotropie inhérente découlant des plans de litage. Le modèle permettait de reproduire les principaux processus physiques représentant les résultats les plus fréquents des essais.

Évaluation hydromécanique du calcaire de Cobourg
OPG propose de stocker des déchets de faible et de moyenne activité dans la formation de calcaire argileux de Cobourg de l'Ordovicien. Le comportement hydromécanique couplé du calcaire de Cobourg a fait l'objet d'une étude afin de mieux comprendre son évolution à long terme et son rendement en tant que barrière contre les radionucléides. À l'aide des résultats d'essais de contraintes triaxiales réalisés en laboratoire et assortis de mesures de la perméabilité, le comportement hydromécanique à court terme a été interprété au moyen d'une modélisation mathématique. Le modèle mathématique a également été élargi afin de tenir compte de la dégradation à long terme de la robustesse du calcaire.

Évaluation hydro-mécano-chimique des scellements en bentonite MX-80 soumis à une infiltration de saumure
Les fluides interstitiels de la roche sédimentaire canadienne représentant les formations hôtes envisagées pour la construction de DGP constituent une saumure dont la salinité est très élevée et qui peut considérablement réduire le gonflement potentiel de la bentonite. Les expériences en laboratoire réalisées à l'Université Queen's indiquent également que la pression de gonflement de la bentonite MX 80 inondée de saumure démontre une hausse considérable et précoce suivie d'une diminution progressive au fil du temps. Afin de comprendre pleinement les mécanismes sous jacents de ces observations expérimentales, un modèle hydro-mécano-chimique couplé exhaustif a été mis au point.
Un modèle conceptuel à double porosité a été proposé dans le cadre de cette étude afin de refléter la variation transitoire de la pression de gonflement observée dans la bentonite MX-80, lorsque cette dernière est inondée d'une saumure très concentrée.

Évaluation de la portée hydromécanique (mise à jour)
Après l'étude susmentionnée sur le calcaire de Cobourg, une évaluation actualisée de la portée a été réalisée à l'égard du projet de DGP d'OPG pour les déchets de faible et de moyenne activité. Les hypothèses ont été examinées, les paramètres, mis à jour et les scénarios, réévalués. Cette étude ne présente aucun écart considérable sur le plan des conclusions et des constatations par rapport à l'évaluation initiale, ce qui a permis de justifier le scénario prudent. La zone endommagée par l'excavation (ZEE) traverse la formation de Cobourg jusque dans la formation de Sherman Fall sous-jacente. Elle semble restreinte à une zone de 1 à 2 mètres à l'intérieur du mur latéral du puits. Le cycle glaciaire n'aurait aucune incidence sur la stabilité mécanique de toutes les formations à l'étude.

Lire le rapport définitif RSP-413.7 (PDF)

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