Critères de sûreté du combustible nucléaire des réacteurs CANDU : Le point de vue de la CCSN

Résumé d’un document technique/de la présentation technique à la :
13^e Conférence internationale sur le combustible CANDU, Kingston (Ontario)
15 au 18 août 2016

Préparé par :
Michel Couture
Commission canadienne de sûreté nucléaire

Résumé

Le concept de critères de sûreté du combustible et son rôle dans la sûreté nucléaire

Le but ultime de la sûreté d’une centrale nucléaire est que la centrale soit conçue et exploitée de manière à protéger les travailleurs qui s’y trouvent, le public et l’environnement contre les risques radiologiques. L’application du principe de « défense en profondeur » pendant toute la phase de conception et d’exploitation de la centrale est une pierre angulaire de la philosophie de réglementation canadienne.

La défense en profondeur est d’abord mise en œuvre au moyen de barrières physiques successives afin de prévenir le rejet de matières radioactives. La matrice de combustible nucléaire et la gaine du combustible nucléaire constituent les deux premières barrières physiques. Les deux autres barrières physiques dans un réacteur sont l’enveloppe de pression du circuit caloporteur primaire et le confinement. Afin de protéger l’intégrité de ces barrières physiques, on leur applique le concept de la défense en profondeur en veillant à l’exécution des fonctions fondamentales de sûreté (contrôle de la réactivité, refroidissement du combustible nucléaire et confinement des matières radioactives), grâce à la mise en œuvre de plusieurs couches (niveaux) indépendantes et chevauchantes de diverses mesures, notamment les caractéristiques de conception, les mesures opérationnelles ainsi que l’introduction, pour tout le spectre des états d’une centrale, de diverses limites de sûreté qui doivent être respectées afin de maintenir des marges de sûreté adéquates.

Dans cette présentation, nous désignerons par l’expression « critères de sûreté du combustible » les limites de sûreté établies afin de prévenir ou d’atténuer, pour un état spécifique d’une centrale, les dommages au combustible nucléaire, ainsi que les dommages que le combustible pourrait causer aux systèmes avec lesquels il est en interface.

Les critères de sûreté du combustible doivent être respectés afin d’obtenir un niveau adéquat de défense en profondeur. Ces critères servent notamment à :

• démontrer l’aptitude fonctionnelle du combustible pour l’exploitation normale et les incidents de fonctionnement prévus
• déterminer, par une analyse déterministe de la sûreté, l’efficacité des systèmes de sûreté spéciaux, afin de protéger les barrières physiques contre le rejet de matières radioactives pour tous les événements de dimensionnement
• déterminer, par une analyse déterministe de la sûreté, les marges de sûreté et par conséquent les paramètres d’exploitation sûre de la centrale

Dans le cas de l’exploitation normale et des incidents de fonctionnement prévus, plusieurs critères de sûreté du combustible CANDU ont été définis pour assurer la préservation de l’aptitude fonctionnelle du combustible. Entre autres, mentionnons les limites touchant la pression des gaz à l’intérieur des éléments de combustible, l’épaisseur de l’oxydation de la gaine de combustible, l’usure des bagues d’espacement et des patins de support, ainsi que les charges axiales sur les grappes de combustible.

La limite de l’enthalpie totale du combustible (dépôt d’énergie dans le combustible attribuable à l’exploitation normale + dépôt d’énergie attribuable aux pointes de puissance) pendant un accident de perte de réfrigérant primaire majeur, ainsi que les mesures visant à éviter l’asséchement de la gaine de combustible pendant une perte lente de régulation sont des exemples de critères de sûreté du combustible CANDU pour les accidents de dimensionnement.

Activités concernant les critères de sûreté du combustible au Canada au cours des 15 dernières années

Au cours des 15 dernières années, l’industrie nucléaire canadienne a réalisé des travaux de développement importants au sujet des critères de sûreté du combustible. Les facteurs principaux sous-jacents à ces activités étaient les suivants :

• la nécessité d’une compréhension plus détaillée des marges de sûreté associées aux accidents de perte de réfrigérant primaire majeurs
• la diminution des marges de sûreté pour plusieurs accidents de dimensionnement hypothétiques à fréquence relativement élevée attribuables à l’impact du vieillissement des composantes du circuit caloporteur primaire sur la puissance à laquelle l’assèchement des grappes de combustible débute
• les dépôts d’impuretés (produits de corrosion) sur certaines tranches de Pickering-B
• l’introduction de l’état d’arrêt garanti à l’aide de barres afin d’une part, assurer la sous-criticité du réacteur et d’autre part, accroître la souplesse opérationnelle pendant un arrêt
• les problèmes de fissuration des plaques d’extrémité des grappes de combustible dans certaines tranches de Bruce-B
• l’accident de Fukushima : sûreté de la piscine de combustible dans le cas des accidents hors dimensionnement
• les nouveaux concepts proposés pour le réacteur CANDU : ACR-700/1000 et EC-6
• la mise au point de grappes de combustible à faible réactivité cavitaire

Au Canada, bien que la responsabilité première en matière de sûreté des installations nucléaires incombe aux titulaires de permis, l’organisme de réglementation joue un rôle important pour s’assurer que toutes les activités nucléaires sont réalisées de manière sécuritaire et conformément aux meilleures pratiques internationales. Les activités de l’industrie canadienne concernant les critères de sûreté du combustible n’y font pas exception.

Objectifs de la présentation

Cette présentation vise avant tout à présenter le point de vue de l’organisme de réglementation en ce qui concerne les travaux touchant les critères de sûreté du combustible réalisés au Canada au cours des 15 dernières années. Nous présenterons un aperçu des activités de surveillance réglementaire exercées par la CCSN. Cet aperçu comportera une brève description, ainsi qu’une courte discussion, des aspects suivants :

• les exigences réglementaires et les attentes/orientations pertinentes pour ce qui est des critères de sûreté du combustible
• certains problèmes concernant les critères de sûreté du combustible, mentionnés ci-dessus
• les activités d’autorisation et de conformité réalisées par le personnel de la CCSN
• certaines activités de R et D touchant les critères de sûreté du combustible en cours au Canada
• certains défis liés à ces activités de surveillance réglementaire, ainsi que les leçons apprises

Comme je préside actuellement un groupe de travail de l’AIEA mandaté pour rédiger un document technique (TECDOC) sur les critères de sûreté du combustible utilisés dans les pays où l’on exploite des réacteurs à eau lourde sous pression, je terminerai cette présentation par une brève description de ce projet :

• les membres du groupe de travail et les pays participants
• le but et l’applicabilité du TECDOC de l’AIEA
• les étapes d’activité du projet et son calendrier de parachèvement

Pour obtenir une copie du document associé au résumé, nous vous invitons à communiquer avec nous par courriel à cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou par téléphone au 613 995-5894 ou au 1 800-668-5284 (au Canada). Veuillez nous indiquer le titre et la date du résumé.