Analyse de la sûreté
L'analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers potentiels associés à l'exploitation d'une installation ou à l'exécution d'une activité proposée et examine l'efficacité des mesures et des stratégies visant à prévenir et à réduire les effets de ces dangers. Il existe deux types d'analyse de la sûreté : l'étude probabiliste de sûreté et l'analyse déterministe de la sûreté.
L'étude probabiliste de sûreté consiste principalement à évaluer le risque qui découle de divers événements pour confirmer que les objectifs de sûreté sont atteints. Cette étude est effectuée à l'aide des données et des hypothèses basées sur la meilleure estimation et évalue tous les systèmes de la centrale de manière à formuler une prévision réaliste. Elle fournit de l'information sur la conception et l'exploitation de la centrale, notamment l'identification des facteurs dominants contribuant au risque et des possibilités d'amélioration de la sûreté, et compare les options en vue de réduire le risque.
L'analyse déterministe de la sûreté consiste principalement à évaluer les conséquences de divers événements afin de confirmer que les critères d'acceptation des doses et les objectifs de sûreté sont respectés avec un degré élevé de confiance pour tous les accidents qui font partie du dimensionnement. L'analyse sert, entre autres, à démontrer l'efficacité de la défense en profondeur et l'intégrité des barrières de protection.
Dans cette catégorie, vous trouverez des renseignements techniques et issus de recherches sur l'étude probabiliste de sûreté, l'analyse déterministe de la sûreté, l'analyse des dangers, la sûreté-criticité, l'analyse des accidents graves et la gestion des questions de sûreté.
Veuillez noter que certains titres de documents sont fournis en anglais seulement pour le moment et que les documents ne sont pas tous disponibles en français.
Programme de recherche et de soutien
- RSP 760.1 Étude pour le compte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire sur les applications de l’intelligence artificielle et leur incidence sur le secteur nucléaire
- RSP-723.2 Fondement technique pour la protection contre les inondations et l’évaluation des risques d’inondation dans les installations nucléaires canadiennes
- RSP-593.2 Mise en œuvre des outils 4D/4P dans toutes les centrales nucléaires
- RSP-762.1, Examen du cadre de réglementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire sur l’état de préparation visant à réglementer les technologies de fusion
- RSP-723-1, Évaluation des incidences potentielles des changements climatiques sur les précipitations maximales applicables aux installations nucléaires au Canada
- RSP-682.1, Étude expérimentale des effets des supports plats sur l’instabilité fluido-élastique en écoulement dans les générateurs de vapeur nucléaires
- RSP-674.1, Étude des phénomènes d’écoulement diphasique dans les collecteurs de réacteur
- RSP-671.1, Études sur la solidification du métal en fusion lors d’écoulements dans les canalisations internes
- RSP-669.1, Combustion de l’hydrogène et du monoxyde de carbone et comportement du recombineur autocatalytique passif
- RSP-665.1 – Corrosion de l'acier – Pieux en H des centrales nucléaires
- RSP-660.1, Évaluation probabiliste des risques liés au transport dematières radioactives : Accidents de gros camions sur les routes canadiennes
- R656.2 - Autorisation de logiciels essentiels à la sûreté pour les réacteurs nucléaires - Position commune des organismes internationaux de réglementation nucléaire et de soutien technique autorisés
- RSP-646.1 – Évaluation de RELAP5 pour la circulation naturelle
- RSP-614.1 – Évaluation des dangers d'inondation aux centrales nucléaires du Canada
- RSP-613.6 – Mise au point et application du code d'évaluation de la sûreté
- RSP-612.1 – Application de la méthode de Bayes à l'évaluation du seuil de déclenchement des systèmes ROP/NOP
- RSP-602.3, Élaboration d’un code informatique pour l’analyse des accidents graves dans les piscines de stockage du combustible usé (TICPPC) – Phase 3 (BAYLOCA)
- 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
- RSP-598.2, Cadre intégré de propagation des sources d’incertitude dans les sections efficaces des noyaux en présence de simulations des paramètres physiques du réacteur CANDU à l’état stable et transitoire
- RSP-598.1 – Étude de faisabilité d'un cadre intégré pour la caractérisation des incertitudes s'appliquant à des cas de simulation des paramètres physiques d'un réacteur CANDU à l'état stable et transitoire
- RSP-586.2, Document technique de l’AIEA sur les critères de sûreté du combustible des réacteurs à eau lourde sous pression
- RSP-557.1 – Examen des exigences réglementaires et des lignes directrices liées au critère de défaillance unique
- RSP-444.3, L’effet du comportement non linéaire du sol sur la réponse sismique des systèmes sol-structure
- RSP-0304 – Intégrer les effets du vieillissement dans les applications de l'EPS
- RSP-0298 – Exercice international de référence en mécanique des fluides numérique
- 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-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-0292 – Tendances en matière de recherche nucléaire après Fukushima
- RSP-0288 – Rapport technique UOME-RBB-2012-04 (Simulation des espacements de grille)
- RSP-0274 – Incertitudes liées au calcul des paramètres de la cinétique des cœurs de CANDU
- RSP-0270 – Comments on existing AECL documents used in the seismic evaluation of the NRU facility and recommended acceptance criteria for a current evaluation of the seismic adequacy of the NRU facility
- RSP-0260 – Bruce Fire Modeling Review
- RSP-0259 – Industrial fire brigade staffing
- RSP-0258 – Fire Safe Shutdown Analysis Review
- RSP-0257 – Environmental Fate of Tritium in Soil and Vegetation
- RSP-0248 – International Common Cause Data Exchange (ICDE) Project: Preparation of data to be submitted to the clearing house
- RSP-0246 – An evaluation of severe accident computer codes for CANDU nuclear power plants
- RSP-0242 – Verification of the PROMETHEUS core analysis code and its advanced option
- RSP-0240 – Technical basis for G-144 Trip Parameter Acceptance Criteria For The Safety Analysis of CANDU Nuclear Power Plants
- RSP-0238 – Applicability of multidimensional methods to prediction of flow and void distributions in CANDU hearders
- RSP-0233 – Pickering B Unit 6 probabilistic assessment
- RSP-0231 – Numerical model of the thermal and mechanical behaviour of a CANDU 37-element bundle
- RSP-0230 – Modeling of molten-fuel-moderator interactions
- RSP-0229 – Review of the analysis basis for Pickering B LBLOCA BEAU analysis
- RSP-0225 – International Common Cause Data Exchange (ICDE) Project: Preparation of data to be submitted to the clearing house
- RSP-0220 – Scaling of RD-14M large LOCA experiments GAI 00G01: A review of COG-04-2023: A scaling assessment of RD-14M for coolant voiding during the power pulse phase of a postulated large-break LOCA scenario: application to a 20% reactor inlet header break in the Point Lepreau reactor
- RSP-0216 – Commentaires d'examen des rapports liés aux études sur les accidents graves aux réacteurs NRU
- RSP-0211 – Activités internationales de développement et d'application des méthodes d'analyse de la meilleure estimation
- RSP-0208 – Fuel failure mechanisms under accident conditions
- RSP-0200– Review of the 5-kg corium commissioning test completed in the MFMI Facility
- RSP-0195 – Applicability review of fuel and fuel-channel models in thermalhydraulics computer codes for CANFLEX 43-element fuel – Phase 1
- RSP-0192 – Guidelines for safety assessment of application using best-estimate and uncertainty analysis methods for CANDU nuclear power plants (Revision 1)
- RSP-0186 – Safety analysis review guide for non-power reactors
- RSP-0181 – Survey of CANDU Fuel Bundle Experiments Under High Temperature Conditions
- RSP-0179A – Technologies d'atténuation des rejets de tritium dans l'environnement
- RSP-0179B – Bonnes pratiques de travail pour une gestion efficace du tritium
- RSP-0177 – Data Collection for the ICDE (International Common-Cause Data Exchange) Project
- RSP-0172 – Pratiques réglementaires internationales en matière de qualification de la conception du combustible
- RSP-0168 – Examen de la limite de couverture dans la Loi sur la responsabilité nucléaire du Canada – Phase II
- RSP-0167 – Plan proposé pour l'analyse d'échelle
- RSP-0163 – Examen public d'un groupe d'experts indépendant sur les incertitudes liées à la physique du réacteur
- RSP-0160 – Examen d'un groupe d'experts indépendant portant sur la méthode des incertitudes et de la meilleure estimation employe par l'industrie canadienne
- RSP-0156 – Lignes directrices pour l'évaluation des interférences électromagnétiques dans les centrales CANDU – Phase 2
- RSP-0152 – Projet international d'échange de données sur les causes communes : Préparation des données à soumettre au centre d'échange de données
- RSP-0150 – Évaluation des incertitudes dans les prévisions du gonflement des tubes de force à l'aide du programme de sûreté
- RSP-0148 – Lignes directrices de vérification des rapports sur la sûreté pour les réacteurs de recherche et les réacteurs de production de radio-isotopes – Phase 2
- RSP-0143 – Acoustique du circuit caloporteur primaire : Validation des hypothèses relatives au programme
- RSP-0138 – Examen de la limite de couverture de la Loi sur la responsabilité nucléaire – Phase 1 Élaboration de la méthode
- RSP-0136 – Étude sur les répercussions potentielles de l'adoption d'exigences d'autorisation en cas de défaillance unique/d'accident grave
Documents et résumés techniques
- Modélisation mathématique de l’activation de failles induite par injection d’eau dans une installation souterraine de recherches
- Données de sections efficaces à plusieurs groupes fondées sur le code SERPENT pour NESTLE-C
- Problèmes d’essai pour les simulations couplées des transitoires des réacteurs à eau lourde sous pression
- Application électronique de l’EPS : Manuel de risques pour appuyer les inspections réglementaires des sites de centrales nucléaires canadiennes
- Constatations récentes tirées du Projet de base de données internationale sur les défaillances de cause commune (ICDE)
- Considérations liées à la défense en profondeur pour l’élaboration de caractéristiques de sûreté inhérentes et de systèmes de sûreté passifs dans les conceptions de technologies de réacteurs avancés
- Prévention et atténuation des accidents graves dans les réacteurs à eau lourde sous pression
- Utilisation des renseignements sur les risques à l’appui de l’inspection des centrales nucléaires au Canada
- État des connaissances sur les réacteurs à sels fondus (RSF) et domaines d’intérêt réglementaire
- Perspective de l’organisme de réglementation du Canada sur la gestion des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU : Rétention dans la cuve
- Forum des organisations d’appui technique et scientifique : Appuyer le renforcement des capacités techniques et scientifiques chez les États membres
- Rapport d’étape au GTAGA de l’AEN sur le SOAR visant l’hydrogène et les gaz combustibles
- Recours au processus de détermination de la qualité commerciale pour l’équipement installé de qualité commerciale destiné à une application liée à la sûreté
- Réglementation des faisceaux de particules à haute énergie destinés à la production d’isotopes médicaux au Canada
- Incidence sur la sûreté du dépassement des limites de charge de travail nominales des voûtes de linac
- Survol des outils techniques du CMU de la CCSN pour aider à l’établissement des pronostics d’accidents
- Comparaison des arbres de défaillances et de la méthode de graphe de transfert dynamique en vue de l’analyse des systèmes de sûreté utilisant des FPGA, partie 2 : études théoriques
- Utilisation de la table d’identification et de classement de phénomènes (TICP) lors de l’évaluation de phénomènes liés aux termes sources
- Objectifs de sûreté proposés pour le combustible CANDU dans les conditions additionnelles de dimensionnement
- Transfert de la chaleur par convection dans les râteliers de combustible usé CANDU à la suite de la perte du réfrigérant primaire
- Aperçu de la méthode de pronostic des accidents et de l`outil d`évaluation des réacteurs du CMU de la CCSN
- Examen par la CCSN de la capacité de l’industrie de modéliser un accident grave dans une centrale à plusieurs tranches
- Gérer les accidents graves à l´aide des conditions d´extension du dimensionnement et de la gestion des accidents graves
- Traitement des incertitudes associées à la modélisation dans l`analyse déterministe de sûretéa
- Utilisation de la méthode graduelle dans l'analyse déterministe de sûreté pour les centrales nucléaires au Canada
- Comportement d`étranglement à la suite d`un contact entre les tubes de force et les tubes de calandre dans les réacteurs CANDU
- Gestion de l`hydrogène : Recherche et développement visant l`atténuation des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU au Canada
- Rôles de la simulation analytique dans la validation des LDGAG
- Incidence des systèmes de confinement et de l`atténuation (rapide) sur le rejet de produits de fission
- Effet des paramètres de contrôle du MAAP sur le calcul du terme source
- Conséquences des stratégies d´atténuation des accidents graves mettant en cause des réacteurs CANDU
- Cadre de réglementation canadien visant les accidents graves
- Intégration des mises à niveau post-Fukushima dans les stratégies d’atténuation des accidents graves
- Évaluation des risques pour la santé humaine et l’environnement provenant des substances dangereuses dans les installations du cycle du combustible nucléaire au Canada
- Modélisation du comportement hydromécanique à court et à long terme du calcaire argileux
- Analyse d’architectures et de méthodes de conception résistante aux failles pour les systèmes d’IC numériques à l’aide de la méthode de graphe de transfert dynamique
- Application du Plan d’action sur Fukushima dans la conception des petits réacteurs modulaires
- Stratégies relatives aux accidents graves et examen et validation des lignes directrices associées aux centrales nucléaires canadiennes
- Outils techniques du Centre des mesures d’urgence (CMU) de la CCSN pour l’évaluation et le pronostic des accidents
- Outil d’évaluation de l’hydrogène du Centre des mesures d’urgence
- Aborder les défis liés à l’application des exigences concernant la sûreté de la conception des centrales nucléaires à des petits ou moyens réacteurs dans les examens de la conception des fournisseurs préalables à l’autorisation au Canada
- Recherche réglementaire sur les processus thermo-hydro-mécano-chimiques
- Effets de la glaciation sur les formations rocheuses à proximité d’un projet de dépôt destiné aux déchets nucléaires
- Difficultés de l'application des méthodes BEPU à l'évaluation des risques
- Meilleure estimation plus incertitude (BEPU) et évaluation de la capacité prédictive des simulations physiques des états transitoires des réacteurs CANDU
- Vue d'ensemble du fondement réglementaire et historique pour l'établissement de la taille de la zone d'exclusion au Canada
- Modélisation mathématique d'un glissement de faille induit par injection d'eau
- Surveillance réglementaire des nouvelles technologies d'accélérateur
- Recherche sur les accidents graves de la CCSN
- Approche canadienne de la défense en profondeur, des conditions additionnelles de dimensionnement et de la gestion des accidents graves
- Critères de sûreté du combustible nucléaire des réacteurs CANDU : Le point de vue de la CCSN
- Vue d'ensemble des pratiques et des exigences réglementaires du Canada à l'égard de la conception du cœur d'un réacteur nucléaire
- Modélisation d'une expérience avec générateur de chaleur pour l'élimination des déchets radioactifs
- Méthodes de modélisation comparée des processus hydromécaniques pour les essais de scellement au laboratoire de recherche souterrain de Tournemire
- Arguments géoscientifiques à l'appui du dossier de sûreté pour l'établissement d'un dépôt géologique en profondeur dans le Sud de l'Ontario (Canada)
- Création d'un modèle de production MCNP 3D du cœur complet du CANDU avec solutions pratiques aux difficultés d'obtenir des résultats compilés fiables
- Ce qu'on pourrait apprendre du développement et de la qualification de codes de physique du réacteur canadiens
- Examen réglementaire de l'analyse thermohydraulique du combustible des réacteurs CANDU et des problèmes connexes
- Application de la méthode de Bayes pour évaluer le seuil de déclenchement de protection contre la surpuissance locale (PSL)/protection contre la surpuissance neutronique (PSN)
- Cadre intégré de propagation des sources d'incertitude dans les sections efficaces des noyaux en présence de simulations des paramètres physiques du réacteur CANDU à l'état stable et transitoire
- Le modèle de l'isotope pseudo-résonnant de prédiction de l'effet de résonnance-interférence dans les calculs d'auto-blindage
- Principe de défaillance fonctionnelle et marges de sûreté probabilistes : Obstacles à leur application à l'évaluation des systèmes de mise à l'arrêt
- Évaluation de l'effet du modèle avancé à flux de dérive du ASSERT-PV sur les distributions du taux de vide, de l'écoulement et du FTC
- Application moderne du critère de défaillance unique dans la conception des centrales nucléaires et son évolution future
- État des activités du Programme d'entretien et d'application des codes de thermohydraulique (CAMP) au Canada
- Validation des codes informatiques pour la thermohydraulique utilisés dans l'analyse de sûreté : Perspective réglementaire
- Projet d'EPS de site du GTER : Rapport de situation et constatations préliminaires concernant le domaine d'intérêt du regroupement des risques
- Quantification de la capacité d'assurance élevée de la faible probabilité de défaillance de la centrale dans le cadre de l'EMS fondée sur l'EPS
- État des activités du Programme d'entretien et d'application des codes de thermohydraulique (CAMP) au Canada
- Application des codes de thermohydraulique à l'échelle du système 3D au Canada
- Application d'une méthode graduée aux normes de sûreté des réacteurs de recherche et des assemblages sous-critiques
- Utilisation d'une méthode graduée dans la réglementation des réacteurs de recherche à la Commission canadienne de sûreté nucléaire
- Rôle réglementaire des études probabilistes de sûreté : Résumé
- Réacteurs CANDU : Exploitation à long terme et remise à neuf – Perspective de la CCSN
- Évaluation par la CCSN du dossier de sûreté à long terme d'un dépôt en formation géologique profonde
- Défis liés aux facteurs humains dans la réglementation des petits réacteurs modulaires
- Exigences de fiabilité et utilisation d'applications à risque pour les programmes de fiabilité dans les centrales nucléaires canadiennes
- Modification de la méthode SPAR-H pour appuyer l'AFH dans l'EPS de niveau 2
- Modélisation et simulation (M&S) et qualification des incertitudes (QI) pour l'analyse de la sûreté des centrales nucléaires
- Faits saillants des normes, des règlements et de l'orientation sur la sûreté-criticité nucléaire au Canada
- Capacité des vannes de décharge du condenseur de purge/dégazeur des centrales CANDU en exploitation à atténuer adéquatement les conséquences d'un accident de perte totale des sources froides
- Facteurs réglementaires concernant les articles à long délai de livraison pour les installations dotées de réacteurs nucléaires
- Progression d'accident grave sans intervention de l'opérateur
- Approche actuelle en matière de réglementation pour la protection-incendie aux installations nucléaires du Canada
- Évaluation réglementaire des activités de recherche et de développement à l'appui de la sûreté nucléaire
- Examen réglementaire du programme de modification du combustible CANDU au Canada
- Recherche et développement sur la sûreté des CANDU au Canada : Progrès acomplis et défis à relever
- WGAMA/WGFS - Rapport d'étape concernant l'état des piscines de combustible usé (PCU) dans des conditions d'accident touchant la perte de caloporteur
- Cadre de réglementation et enseignements tirés de l'EPS incendie aux centrales nucléaires canadiennes
- Domaine d'intérêt de l'examen réglementaire de l'étude probabiliste de sûreté des événements sismiques
- Exigences réglementaires de la CCSN concernant la fiabilité des centrales nucléaires
- Effet du renforcement transversal des dalles de béton armé sous l'impact d'un missile
- Approche canadienne de réglementation de la gestion de cycle de vie des générateurs de vapeur
- Comparaison des méthodes utilisées pour les études probabilistes de sûreté dans le cas d'inondations internes
- Évaluation des mesures d'atténuation des accidents graves au moyen de la simulation
- Analyse déterministe de sûreté des centrales nucléaires selon une perspective tenant compte du risque
- Combiner les arguments déterministes et probabilistes dans la prise de décisions réglementaires : l'approche canadienne
- Amplification de l'entrée sismique due aux effets 1D, 2D et 3D, et leur impact sur les structures de centrale nucléaire
- IRIS – 2012 Benchmark – Partie I et II
- Modélisation réaliste d'absence de corrélation (incohérence) et l'effet 3D des ondes sismiques inclinées en tenant en compte des ondes de volume et de surface
- IRIS 2010 – Partie III : Simulations numériques de l'essai Meppen II-4 et des essais de perforation VTT-IRSN-CCSN
- Améliorations aux sources froides des CANDU à la suite de l'accident de Fukushima Daiichi – « Perspective de l'organisme de réglementation »
- Approche de l'EPS pour l'évaluation des dangers externes dans le cadre des mesures imposées par la CCSN à la suite de l'accident de Fukushima
- Attentes de la CCSN pour la résolution des problèmes de sûreté liés à l'hydrogène
- Le rendement du combustible dans les réacteurs CANDU vieillissants – Court aperçu des activités de surveillance réglementaire de la CCSN au cours des quinze dernières années et des leçons retenues
- Modèle aléatoire pour l'analyse de la fréquence de défaillance des conduites à l'aide des données du Projet d'échange de données sur les ruptures de tuyauterie (OPDE)
- Modèle de propagation des fissures pour l'évaluation probabiliste des stratégies d'inspection des tubes des générateurs de vapeur
- Évaluation de la taille des fissures dans les tubes des générateurs de vapeur et modèles pour le taux de fuite
- Exigences de la réglementation canadienne concernant l'analyse de sûreté des centrales nucléaires
- Programme des précurseurs d'accident – Perspective de la CCSN
- Test de procédures statistiques destinées à l'optimisation de réacteurs en cours de vieillissement
- Évaluation des incidences du vieillissement sur le rendement des systèmes spéciaux de sûreté et de sécurité des centrales CANDU: perspective de l'analyse de sûreté
- Approche de la CCSN pour l'examen de la conception thermohydraulique du coeur d'un réacteur pour les nouvelles centrales nucléaires
- Intégration d'objectifs de sûreté probabilistes à la réglementation des centrales nucléaires du Canada
- Défis relatifs aux attentes réglementaires des EPS des nouvelles centrales nucléaires du Canada
- Rejet de tritium dans les installations nucléaires du Canada – synthèse et contrôles connexes
- Application pratique du principe de précaution pour traiter les problèmes inconnus en matière de sûreté
- Test et qualification de la fiabilité de procédures statistiques
- Une approche stylisée de l'évaluation de la variation progressive de la probabilité de défaillance fonctionnelle du déclenchement de la mise à l'arrêt par le système ROP/NOP du réacteur CANDU dans des conditions de vieillissement
- Une approche stochastique-déterministe pour l'évaluation de l'incertitude touchant l'enthalpie maximale prévue des grappes de combustible pendant un APRPGB postulé dans un réacteur CANDU
- Évolution des exigences de fiabilité des centrales nucléaires canadiennes dans un environnement tenant compte du risque
- Analyse du transfert thermique entre les grappes de combustible nucléaire dans les piscines de combustible nucléaire irradié à l'aide du logiciel COMSOL Multiphysics
- Manuel de prévention des accidents dans les centrales nucléaires de la CCSN
- Évaluation réglementaire des examens intégrés de la sûreté pour la réfection des centrales nucléaires
- Élaboration d'un modèle d'EPS générique simplifiée pour les applications réglementaires
- Évaluation réglementaire des activités de recherche et de développement à l'appui de la sûreté nucléaire
- Principes de sûreté fondamentaux s'appliquant aux réacteurs futurs et rôle d'un programme de démonstration de la technologie
- Marges de sûreté dans l'analyse déterministe de sûreté
- Analyse de la sûreté : son rôle et les tendances actuelles
- Prévision numérique de la déformation des tubes de transfert thermique et des tubes de force/de calandre durant un essai d'ébullition avec contact
- Conception équilibrée d'une centrale nucléaire CANDU 6 : Données découlant de modèles simplifiés et complets d'EPS
- Surveillance réglementaire – Approche liée à la prolongation de la durée de vie des réacteurs de recherche nucléaire
- Programme de la CCSN pour la surveillance du rendement du combustible
- Perspective réglementaire sur l'établissement de critères de sûreté du combustible pour les accidents de perte de caloporteur majeure
- Processus décisionnel tenant compte du risque – Aspects particuliers des décisions tenant compte du risque dans un environnement de réglementation
- Approche actuelle en matière de réglementation pour la protection-incendie aux installations nucléaires du Canada
- Approche de réglementation pour l'évaluation des programmes de protection contre les incendies aux centrales nucléaires canadiennes
- Mouvements sismiques synthétiques du sol à distance rapprochée avec SYNACC
- Pourquoi il est essentiel d'intégrer une infrastructure nationale de réglementation efficace au système de radioprotection d'un pays
Publications
Études sur la santé
Vidéos
- Améliorations aux centrales nucléaires après Fukushima
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires
- Comprendre les centrales nucléaires : panne d'électricité complète dans une centrale nucléaire
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 1ere partie : Introduction
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 2e partie : Contrôle du réacteur
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 3e partie : Refroidissement du combustible
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 4e partie : Confinement du rayonnement
- Systèmes de sûreté des centrales nucléaires -- 5e partie : l'organisme de réglementation nucléaire
- Le coefficient de vide positif et le CANDU
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