Rév. 000 Dossier no 2.01 E-Docs no 3439386 APPROUVÉ POUR UTILISATION INTERNE
PROCÉDURES D’EXAMEN POUR LE PERSONNEL :
Énoncé des incidences environnementales (EIE) présenté par un promoteur au sujet d’une nouvelle centrale nucléaire
SRG-2.01-EIS-11NNNN-013.4
Version 000
Accidents et défaillances – Accidents et défaillances radiologiques qui surviennent à l’extérieur du cœur du réacteur et sûreté-criticité hors cœur
Direction de l’amélioration de la réglementation et de la gestion des projets majeurs Division de l’autorisation des nouvelles installations nucléaires majeures
Préface
La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a élaboré les procédures d’examen pour le personnel, sous forme de documents de travail internes, afin de l’aider à procéder à l’examen réglementaire de l’énoncé des incidences environnementales (EIE) présenté par des titulaires de permis potentiels (promoteurs). L’EIE fait partie de la demande de permis et du processus d’évaluation environnementale pour les projets de nouvelle centrale nucléaire au Canada. Ces procédures d’examen s’inscrivent dans le contexte du cadre de gestion de projets de la CCSN. Il ne s’agit pas de documents d’application de la réglementation, bien que leur sujet d’évaluation et leurs critères respectifs soient liés aux règlements pris en vertu de la Loi canadienne sur
l’évaluation environnementale et de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires.
L’élaboration des procédures d’examen pour le personnel est une initiative entreprise dans le but d’assurer une application uniforme des processus internes d’examen d’un EIE pour une nouvelle centrale nucléaire et d’améliorer l’efficacité et l’efficience de ces examens.
Le personnel de la CCSN considère les procédures d’examen comme des documents en évolution qui seront modifiés en fonction de l’expérience acquise au fil des examens des EIE.
Contexte
On procède à des évaluations environnementales (EE) afin de satisfaire aux exigences de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale (LCEE). Les EE servent à déterminer si un projet particulier est susceptible d’entraîner des effets importants sur l’environnement et s’il est
possible de les atténuer.
En ce qui a trait aux nouvelles centrales nucléaires, la CCSN entame le processus d’évaluation environnementale lorsqu’un promoteur demande un permis de préparation de l’emplacement, aux termes du paragraphe 24(2) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), et qu’il soumet une description de projet complète (conformément à l’article 5 de la LCEE).
Avant de prendre une décision de permis, une évaluation environnementale doit être effectuée.
Dans le cadre du processus d’EE, le promoteur prépare un énoncé des incidences environnementales (EIE) et le soumet à la CCSN, conformément à la LCEE, dans le but d’appuyer la préparation de l’emplacement, la construction, l’exploitation, le déclassement et l’abandon d’une nouvelle centrale nucléaire.
L’EIE est examiné en fonction des procédures d’examen rédigées à ce sujet. Les procédures expliquent les attentes de la CCSN et fournissent des directives concernant l’évaluation de l’EIE.
Ils ont pour but de rehausser et de soutenir les recommandations sur l’EE formulées par le personnel de la CCSN à l’intention du tribunal de la Commission.
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Description des révisions faites au document Entrée en
vigueur
Rév.
n°
Section Modifications apportées
2008-10-13 000 Toutes Nouveau document publié sous le Dossier de modifications (DM) 3297038
Cette procédure présente les critères utilisés par le personnel de la CCSN pour examiner les domaines suivants :
Partie Domaine d'examen
A Accidents et défaillances radiologiques qui surviennent à l’extérieur du cœur du réacteur
B Sûreté-criticité hors cœur
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PARTIE A
Accidents et défaillances radiologiques qui surviennent à l’extérieur du cœur du réacteur
1. Sujet de l'examen
Cette partie de la présente procédure d’examen concerne les documents de l’EIE soumis relativement aux accidents et aux défaillances radiologiques qui surviennent à l’extérieur du cœur du réacteur pendant la durée de vie du projet. Ces accidents peuvent entraîner le rejet de substances radioactives et, dans certains cas, de substances dangereuses ainsi qu’un
rayonnement direct dans l’environnement.
L’EIE doit identifier et décrire les dangers ainsi que les défaillances et accidents potentiels, leur probabilité d’occurrence et les rejets radiologiques possibles qui pourraient survenir pendant la durée de vie du projet, de la préparation de l’emplacement à l’abandon.
L'examen portera sur ce qui suit, en fonction de ce qui s'applique au site :
a. identification de la source, de la quantité, de la forme et des caractéristiques des substances radioactives et dangereuses qui pourraient être rejetées dans le milieu
environnant lors d’accidents et de défaillances radiologiques qui n’impliquent pas le cœur du réacteur;
b. identification des accidents et des défaillances radiologiques qui n’impliquent pas le cœur du réacteur et dont la probabilité d’occurrence pendant la durée de vie du projet est raisonnable;
c. déterminer les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l’environnement (y compris le mécanisme et le débit de rejet) ainsi que le rayonnement direct lors des accidents et défaillances radiologiques représentatifs qui n’impliquent pas le réacteur; il faut entre autres déterminer les termes sources limitatifs pour les accidents limitatifs plausibles.
L’EIE démontre que les attentes et les exigences fonctionnelles applicables sont respectées au moyen d’une analyse de sûreté de haut niveau appuyée de données démontrant que le
comportement des conceptions et des méthodes d’exploitation proposées est compris et que les conséquences des accidents et des défaillances concevables sont prédits avec suffisamment de confiance.
Cet examen ne constitue pas une étude approfondie de tous les aspects des accidents et des défaillances nucléaires qui n’impliquent pas le réacteur. Si le projet va de l'avant, des évaluations détaillées seront effectuées sur réception des demandes de permis pour la préparation de
l'emplacement, la construction et l'exploitation de la centrale nucléaire, dans le cadre du processus d'autorisation de la CCSN.
Dans le cas où l’information soumise traite de la centrale nucléaire, la présente procédure
d’examen repose sur l’hypothèse que l’information soumise par le demandeur concernera une ou plusieurs conceptions particulières.
1.1. Information exigée
Des renseignements suffisants doivent être fournis afin de permettre au personnel de juger si le promoteur a démontré de manière plausible que les accidents radiologiques qui surviennent à l'extérieur du réacteur situé sur le site proposé respecteront les dispositions des Lignes directrices pour l'EIE qui s'appliquent au présent sujet d'examen.
On s’attend à ce que l’information fournie soit claire, identifiable, systématique et présentée de manière transparente afin de permettre à l’examinateur de formuler des recommandations sur la crédibilité et le caractère acceptable des documents soumis.
Le niveau de détail qui pourrait être exigé pour les renseignements sur la conception est précisé dans les Lignes directrices pour l’EIE.
Aux fins de précision, vous trouverez ci-dessous l’information exigée pour chaque élément du sujet d’examen indiqué à la section 1 de la présente procédure.
1.1.1 Identification de la source, de la quantité, de la forme et des caractéristiques des substances radioactives et dangereuses
En se fondant sur la description qualitative de la fonctionnalité et des caractéristiques de rendement, le promoteur devrait identifier toutes les installations importantes de la centrale nucléaire, autre que le réacteur, qui contiennent des substances radioactives et dangereuses qui pourraient être rejetées dans l’environnement en quantités importantes lors d’un accident nucléaire à survenir à l’extérieur du réacteur se trouvant sur le site proposé.
Cela doit comprendre, entre autres, la travée de combustible usé, la zone de stockage du combustible frais, les installations de traitement des déchets radioactifs et les installations de stockage des déchets. Pour chacune de ces installations, il faut fournir des renseignements quantitatifs sur ce qui suit :
- le type et la quantité de produits radioactifs et de substances radioactives;
- le type et la quantité de substances dangereuses.
Il faut également identifier les sources radioactives pour lesquelles le rayonnement direct pourrait constituer un danger environnemental en cas d’accident.
1.1.2 Identification des accidents et des défaillances
Ce qui s’applique au présent sujet d’examen sont toutes les occurrences imprévues dans les installations nucléaires qui sont identifiées à la section 1.1.1 et qui pourraient entraîner des rejets radiologiques et des rejets de substances dangereuses dans l’environnement, ou pour lesquelles le rayonnement direct est un danger pour l’environnement.
Pour ce faire, il faut identifier les événements et les dangers internes et externes, les défaillances supplémentaires des systèmes d’atténuation et des barrières de protection ainsi que les erreurs
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humaines. De plus, à l’aide d’une évaluation probabiliste de la sûreté (EPS) et d’une autre méthode probabiliste équivalente, il faut présenter la fréquence de ces scénarios d’accident, le cas échéant.
Cela devrait donner lieu à l’identification de scénarios d’accidents représentatifs, y compris les accidents limitatifs plausibles. Tels que définis dans les Lignes directrices pour l’EIE, les accidents limitatifs plausibles sont des séquences d’accidents qui pourraient survenir à une fréquence supérieure à 10-6 par an. En ce qui concerne les séquences dont la fréquence est
inférieure à 10-6 par an, mais suffisamment près, le promoteur devrait justifier leur élimination de toute analyse subséquence.
Le cas échéant, les dangers internes et externes qui font partie de la portée de l’EPS (SRG 13.1) seront pris en compte s’ils ont la possibilité de déclencher des accidents et des défaillances qui sont inclus dans la portée de la présente procédure d’examen.
Les EPS utilisées devraient être conformes à la norme S-294, [5]. Dans d’autres cas, la documentation des analyses et des approches utilisées pour les études probabilistes devraient décrire :
- les méthodes et les approches utilisées;
- les hypothèses de principe et les limites;
- les outils et les données d’analyse.
1.1.3 Calcul des rejets dans l’environnement
Des analyses des conséquences pourraient être nécessaires pour déterminer les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l’environnement pour les accidents et les défaillances représentatifs, y compris les accidents limitatifs plausibles.
La documentation des analyses devraient présenter :
- les données et la justification concernant les principaux paramètres de départ et les principales hypothèses de départ;
- les codes et les modèles d’analyse;
- les cas analysés et les études de sensibilité, au besoin.
Le promoteur devrait documenter le terme source radiologique, y compris le terme source limitatif pour les accidents limitatifs plausibles, c.-à-d. la liste représentative des radionucléides ainsi que l’ampleur et le moment du rejet. Le promoteur devrait aussi décrire le processus appliqué pour en arriver à la liste finale de radionucléides et justifier, s’il y a lieu, l’élimination de certains radionucléides de la liste. De plus, il faut indiquer le type, la quantité et le moment de rejet des substances nucléaires lors de ces accidents. Si un tel accident entraîne un rayonnement direct important qui pourrait toucher l’environnement, alors il faut déterminer et indiquer les caractéristiques de ce rayonnement direct.
Le promoteur devrait démontrer que les rejets dans l’environnement, y compris le rayonnement direct, découlant des accidents et défaillances radiologiques limitatifs plausibles qui n’impliquent pas le réacteur, sont adéquatement déterminés et qu’ils ne contreviendront pas aux critères établis
dans la norme internationale [6] et la directive nationale [1] à titre d’éléments déclencheurs d’une évacuation et d’une réinstallation temporaires du public.
Le document soumis devrait identifier les accidents qui donneraient lieu à une évacuation ou à une réinstallation du public et démontrer que leur fréquence est suffisamment faible (c.-à-d. bien en deçà des limites de fréquence pour l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de faibles rejets [évacuation] et l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de forts rejets [réinstallation]).
La documentation des résultats de l’analyse devrait traiter de la sensibilité des résultats à l’égard des principales hypothèses d’analyse pertinentes, des caractéristiques de conception et des données qui ont un niveau élevé d’incertitude et probablement un impact important sur les résultats.
Les analyses devraient être réalisées pour une période de temps au-delà de laquelle tout rejet supplémentaire dans l’environnement serait négligeable.
2. Critères et objectifs
À l'étape de l'évaluation environnementale, le personnel de la CCSN vérifie si le promoteur a démontré de manière plausible la capacité du site à satisfaire aux exigences des Lignes directrices pour l'EIE qui s'appliquent au sujet de la présente procédure d'examen. En ce qui concerne les accidents et les défaillances inclus dans la portée de la présente procédure, le document soumis démontre que les rejets potentiels de substances radioactives et de substances dangereuses et que le rayonnement direct dans l’environnement sont identifiés et compris. Cela comprend des mesures proposées pour atténuer les effets négatifs.
Dans les cas où l'information repose sur des codes, des normes ou des méthodologies qui sont rarement utilisés au Canada (c.-à-d. normes autres que celles de la CSA, nouvelles
méthodologies), le promoteur fournit des renseignements qui démontrent que leur application est conforme aux bonnes pratiques modernes.
L’objectif de l’examen consiste à tirer une conclusion utile sur le respect des dispositions des Lignes directrices pour l’EIE à l’égard du sujet traité ici, et à formuler une recommandation quant à l’acceptabilité du document de l’EIE. La section 4 de la présente procédure d'examen dresse la liste des énoncés de conclusion types.
L'examinateur se servira des critères et objectifs généraux ci-dessous :
1. L'exhaustivité de l'information et le niveau de détail appliqué dans la description du projet, de la technologie, des défaillances et des accidents concevables, des hypothèses générales et des incertitudes, devraient être assurés. L'exhaustivité sera mesurée par rapport à l'information exigée et aux critères décrits à la section 1.1 de la présente procédure d'examen.
2. L'exhaustivité de l'information à l'égard du type et de la quantité d'analyses, ainsi que des données, des hypothèses et des modèles d'analyse est assurée. L'exhaustivité sera mesurée en fonction de l'information exigée à la section 1.1 de la présente procédure d'examen.
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3. Le niveau de détail de l'information fournie est conforme aux dispositions stipulées aux sections 1.1 et 1.2 de la présente procédure d'examen.
4. Les approches et méthodologies utilisées pour l'analyse sont conformes aux dispositions des normes et documents de réglementation applicables, comme les documents RD-337 [3] et RD-310 [4] et la norme S-294 [5].
5. Les codes informatiques, les données, les modèles, les corrélations et les hypothèses utilisés dans les analyses devraient être techniquement fiables et compatibles avec les caractéristiques spécifiques à la conception proposée.
2.1 Identification de la source, de la quantité, de la forme et des caractéristiques des substances radioactives et dangereuses
Les objectifs consistent à obtenir l’assurance que le promoteur a, au moyen d’un processus systématique, identifié et décrit les substances radioactives et dangereuses qui pourraient être rejetées lors d’accidents et de défaillances radiologiques qui n’impliquent pas le réacteur. Cela comprend, entre autres, la travée de combustible usé, la zone de stockage du combustible frais, les installations de traitement des déchets radioactifs et les installations de stockage des déchets radioactifs. Il faudrait également identifier les sources radioactives pour lesquelles un
rayonnement direct pourrait être un danger en cas d’accident.
2.2. Identification des accidents et des défaillances
Les objectifs de cette partie de l’examen consistent à obtenir l’assurance que :
• Le promoteur a identifié les défaillances, les événements, y compris les événements externes, et les séquences d’événements impliquant des installations autres que le
réacteur, comme la travée de combustible usé et les installations de stockage des déchets radioactifs, qui pourraient entraîner des rejets de substances radioactives et dangereuses et un rayonnement direct dans l’environnement.
• Un processus systématique a été utilisé pour identifier les accidents et défaillances représentatifs. L'expérience, tant au Canada qu'à l'étranger, de conceptions similaires fournira des renseignements complémentaires.
• Le promoteur a déterminé la probabilité des scénarios d’accidents et des défaillances à l’aide de l’EPS ou de méthodes probabilistes équivalentes.
• Le promoteur a identifié un nombre limité d’accidents et de défaillances limitatifs plausibles qui sont représentatifs. Tels que définis dans les Lignes directrices pour l’EIE, les accidents limitatifs plausibles sont des accidents représentatifs qui ont une fréquence d’occurrence d’environ 1:1 000 000 années. Pour les séquences dont la fréquence est inférieure à 10-6 par an, mais suffisamment près, le promoteur doit justifier pourquoi il les a écarté de l’analyse.
Le personnel de la CCSN comparera la liste des accidents et des défaillances avec ceux identifiés pour des centrales semblables et ceux qui, selon son expérience, seront probablement
représentatifs des accidents plausibles pour la conception proposée. Dans le cadre de son examen, le personnel pourra s'appuyer sur des EE et des EIE antérieures et sur des analyses de sûreté existantes afin de l'aider dans son évaluation.
2.3 Calcul des rejets dans l’environnement
Les rejets de substances radioactives et dangereuses et le rayonnement direct devraient être calculés pour un nombre limité d’accidents et de défaillances représentatifs. Il faut, entre autres, déterminer les termes sources limitatifs pour les accidents limitatifs plausibles. Il faut présenter une analyse de sûreté de haut niveau, accompagnée d’information suffisante sur la conception pour démontrer au personnel de la CCSN que le comportement en cas d’accident des conceptions proposées est compris et que leurs conséquences peuvent être prévues avec suffisamment de confiance.
Les objectifs de cette partie de l’examen consistent à obtenir l’assurance que :
• Les codes informatiques, les données, les modèles et les hypothèses utilisés dans les analyses sont techniquement fiables et compatibles avec les caractéristiques spécifiques à la conception proposée.
• Les rejets dans l’environnement, y compris le rayonnement direct, provenant d’accidents et de défaillances radiologiques limitatifs plausibles qui n’impliquent pas le réacteur, sont adéquatement déterminés et ne devraient pas contrevenir aux critères établis dans la norme internationale [6] et la directive nationale [1] à titre d’éléments déclencheurs d’une évacuation et d’une réinstallation temporaires du public.
• Le document soumis devrait également identifier les accidents qui pourraient entraîner une évacuation ou une réinstallation du public et démontrer que leur fréquence est suffisamment faible (c.-à-d. bien en deçà des limites de fréquence pour l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de faibles rejets [évacuation] et l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de forts rejets [réinstallation]).
2.4 Discussion sur les mesures d’atténuation des accidents
Il faudrait également traiter des moyens et des mesures d’atténuation des accidents et des
défaillances inclus dans la portée de la présente procédure. L’objectif de cette partie de l’examen consiste à obtenir l’assurance que le promoteur a en place des mesures d’atténuation qui sont conformes à celles prises en compte dans l’analyse des accidents. S’il y a lieu, l’analyse des accidents devrait démontrer le caractère adéquat et l’efficacité des mesures d’atténuation
créditées en fonction des critères de la norme internationale [6] et de la directive nationale [1], en tenant compte de la nature de l’accident, de son emplacement et de son rythme de progression.
3. Processus d'examen 3.1 Procédure d'examen
Le responsable de l'examen, tel qu'identifié dans le Plan d'évaluation spécifique au projet, vérifie que les critères d'information énumérés à la section 2 ont été satisfaits et que l'information présentée est crédible.
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L'examen de l'EIE, la documentation des résultats de l'examen et l'approbation du rapport se font conformément au Plan d'évaluation spécifique au projet. Les résultats de l'examen sont présentés suivant le modèle du Rapport d'examen fourni dans le Plan d'évaluation. Le rapport doit être approuvé par les signataires autorisés appropriés. On attribuera au rapport approuvé un numéro E-DOCS sous le dossier 2.01 pour l'installation concernée.
La présente procédure d’examen devrait être utilisé parallèlement aux procédures d’examen des documents de l’EIE relativement aux accidents et aux défaillances sur le site.
3.2 Profondeur et portée de l’examen
Les examens seront réalisés en appliquant un jugement technique sûr et en tenant compte de l’expérience professionnelle, y compris l’expérience acquise par le personnel de la CCSN lors d’EE antérieures. Le degré d’examen peut varier au sein de domaines d’examen particuliers en fonction de facteurs, comme :
• l’ampleur du danger radiologique associé à une installation particulière qui pourrait être rejeté lors d’un accident qui fait partie de la portée de la présente procédure d’examen;
• le degré de nouveauté et de complexité de l’information fournie, des méthodes et des outils d’analyse, et des principales caractéristiques de conception;
• s’il y a eu d’autres examens réglementaires et si le personnel a accès à ces examens.
4. Conclusions et recommandations découlant de l'évaluation
L’examen présentera le fondement de l’évaluation du personnel afin de vérifier si le promoteur a satisfait aux objectifs du présent sujet d’examen, tels que décrit à la section 2 de la présente procédure d’examen :
• Le promoteur a identifié la source, la quantité, la forme et les caractéristiques des substances radioactives et dangereuses qui pourraient être rejetées dans le milieu environnant en cas d’accidents et de défaillances inclus dans la portée de la présente procédure, et les sources pour lesquelles un rayonnement direct pourrait représenter un danger environnemental lors d’accidents.
• À l’aide d’un processus systématique, le promoteur a identifié les défaillances, les événements, y compris les événements externes, et les séquences d’événements
impliquant des installations autres que le réacteur, comme la travée de combustible usé, la zone de stockage de combustible frais et les installations de stockage des déchets radioactifs, qui pourraient entraîner des rejets de substances radioactives et dangereuses et un rayonnement direct dans l’environnement.
• Le promoteur a déterminé la probabilité des scénarios d’accidents et des défaillances à l’aide de l’EPS ou de méthodes probabilistes équivalentes.
• Le promoteur a identifié les accidents limitatifs plausibles et a estimé les termes sources limitatifs pour les rejets de substances radioactives et dangereuses à partir du site.
• Les rejets dans l’environnement de substances radioactives et dangereuses et les
rayonnements directs pour les accidents et défaillances limitatifs plausibles inclus dans la portée de la présente procédure d’examen sont adéquatement déterminés et compris et ne
• Dans le document soumis, le promoteur a identifié les accidents qui pourraient entraîner une évacuation ou une réinstallation du public et a démontré que leur fréquence est suffisamment faible (c.-à-d. bien en deçà des limites de fréquence pour l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de faibles rejets [évacuation] et l’objectif de sûreté relatif à la fréquence de forts rejets [réinstallation]).
• Les codes informatiques, les données, les modèles, les corrélations et les hypothèses utilisés dans les analyses, qui visent à déterminer les rejets provenant des produits fissiles de la centrale, sont techniquement fiables et compatibles avec les caractéristiques
spécifiques à la conception proposée.
L’évaluation qui découlera de l’examen du document de l’EIE portant sur les accidents et les défaillances formera la base de l’analyse du personnel et mènera à l’une des conclusions et recommandations génériques suivantes :
i) L'information fournie dans l'EIE est suffisante pour démontrer de manière crédible que les objectifs ci-dessus applicables à ce sujet d'examen sont respectés pour la conception proposée; ou
ii) L'information fournie dans l'EIE est insuffisante pour démontrer de manière crédible que les objectifs ci-dessus applicables à ce sujet d'examen sont respectés pour la conception
proposée; ou
iii) L’information fournie dans l’EIE est suffisante, mais la conclusion raisonnable tirée de cette information est que le projet pourrait ne pas respecter les critères ci-dessus pour la
conception proposée. Le résultat de cette constatation obligerait le promoteur à : a) réévaluer l’ampleur des effets;
b) examiner à nouveau les critères ou les objectifs qui ont servi à évaluer les effets; ou c) proposer des mesures pour réduire ou atténuer la gravité des effets.
5. Bibliographie
1. Santé Canada, Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire, document H46-2/03-326E, Ottawa (Ontario), novembre 2003.
2. PRSL Integrated Document Assessment for Life Extension, CCSN, avril 2008.
3. RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires.
4. RD-310, Analyse de la sûreté pour les centrales nucléaires.
5. S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, avril 2005.
6. Agence internationale de l’énergie atomique, Collection norme de sûreté No GS-R-2, Préparation et intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique, AIEA, Vienne (Autriche), 2002.
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PARTIE B
Sûreté-criticité hors cœur
1. Sujet de l’examen
La partie B de la présente procédure d’examen porte sur les documents de l’EIE concernant la sûreté-criticité hors cœur. La sûreté-criticité nucléaire se définit comme la protection contre les conséquences d’un accident de criticité, de préférence en prévenant l’occurrence de tels
accidents.
L’EIE devait identifier les contrôles techniques et administratifs, y compris l’utilisation d’une marge approuvée de sous-criticité pour la sûreté, qui veille à ce que le processus entier (hors du réacteur) soit sous-critique dans des conditions normales et dans des conditions anormales crédibles – accidents ou séquences d’accidents – dont la fréquence est égale ou supérieure à un événement par million d’années. La description des événements de criticité spécifiques (hors du réacteur) doit être fournie et elle doit être accompagnée d’une démonstration voulant que les conséquences des événements ne contreviennent pas aux critères établis dans la norme
internationale [1] et la directive nationale [2] à titre d’éléments déclencheurs d’une évacuation temporaire du public.
L'examen de la description du projet et des accidents et défaillances concevables présentés dans l'EIE ne constitue pas une étude approfondie de tous les aspects liés aux accidents et aux
défaillances concevables, aux dangers ou aux risques. Si le projet va de l’avant, des évaluations détaillées seront effectuées dès la réception des demandes de permis pour la préparation de l’emplacement, la construction et l’exploitation de la centrale nucléaire. À l'étape de l'évaluation environnementale, le personnel de la CCSN vérifie si le promoteur a démontré de manière plausible la capacité du site à satisfaire aux exigences de la CCSN relativement à la sûreté- criticité. Dans cette optique, le promoteur peut se fier, dans son établissement de la preuve, aux évaluations limitatives ou aux accidents limitatifs.
1.2 Information exigée
1.2.1 Information générale et caractéristiques de la conception
Il faut fournir l’information suivante sous forme de résumé. Si elles sont disponibles et s’il y a lieu, on indique la référence aux documents sources avec des renseignements plus complets ou plus détaillés :
• Description des normes et des directives de sûreté-criticité nucléaire utilisées dans l’élaboration de la demande;
• Énoncé des limites sous-critiques supérieures et de la marge de sous-criticité pour la sûreté, y compris toutes les hypothèses;
• Description de la ou des méthodes proposées ou utilisées pour déterminer la marge de sous-criticité pour les limites de sûreté et les limites de sous-criticité supérieures;
• Description des contrôles techniques et administratifs proposés ou utilisés pour éviter les
événements de criticité par inadvertance et pour démontrer que la limite de sous-criticité supérieure n’est pas dépassée;
• Description de la méthode d’évaluation du risque proposée ou utilisée pour démontrer que la limite de sous-criticité supérieure ne sera pas dépassée dans tous les procédés nucléaires (hors du réacteur) dans des conditions normales et anormales crédibles, dont la fréquence est égale ou supérieure à un événement par million d’années.
1.2.2 Défaillances et accidents
Il faut fournir l’information suivante sous forme de résumé. Si elles sont disponibles et s’il y a lieu, on indique la référence aux documents sources avec des renseignements plus complets ou plus détaillés :
• Description des événements de criticité par inadvertance particuliers dont la fréquence d’occurrence dépasse la limite établie à la section 1.2.1;
• Description des mesures d’atténuation (comme le blindage et le confinement) proposées ou utilisées;
• Analyse et documents à l’appui qui démontrent que les conséquences des événements de criticité par inadvertance particuliers ne contreviennent pas aux critères établis dans la norme internationale [1] et la directive nationale [2] à titre d’éléments déclencheurs d’une évacuation temporaire du public.
2. Critères et objectifs
Pour ce sujet, le document soumis démontre que les effets négatifs potentiels des accidents du projet sur l’environnement sont identifiés et compris, que des mesures sont proposées pour atténuer les effets négatifs et que le promoteur prévoit s’il y aura des effets négatifs importants sur l’environnement une fois que les mesures d’atténuation seront mises en œuvre.
L'examinateur se servira des critères et objectifs généraux ci-dessous :
1. L'exhaustivité de l'information et le niveau de détail appliqué dans la description du projet, de la technologie, des défaillances et des accidents concevables, des hypothèses générales et des incertitudes devraient être assurés. L'exhaustivité sera mesurée par rapport à l'information exigée et aux critères décrits aux sections 1.1 et 1.2 de la présente procédure d'examen.
2. L'exhaustivité de l'information à l'égard du type et de la profondeur des analyses, ainsi que des données, des hypothèses et des modèles d'analyse, est assurée. L'exhaustivité sera mesurée en fonction de l'information exigée aux sections 1.1 et 1.2 de la présente
procédure d'examen.
3. Le niveau de détail de l'information fournie est conforme aux dispositions stipulées aux sections 1.1 et 1.2 de la présente procédure d'examen.
4. L’approche, les méthodologies et les pratiques techniques et administratives sont conformes aux dispositions de la pratique de réglementation existante au Canada et des dispositions des normes nationales et internationales reconnues, telles que les références 6 à 12.
5. Les codes informatiques, les données, les modèles et les hypothèses utilisés dans les
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analyses sont techniquement fiables et conformes aux dispositions des normes nationales et internationales reconnues, telles que les références 6, 7 et 12.
6. L’objectif de l’examen consiste à tirer une conclusion utile sur le respect des critères d’acceptation liés au sujet traité ici, tels que précisés dans les Lignes directrices pour l’EIE, et à formuler une recommandation quant à l’acceptabilité du document de l’EIE.
La section 5 de la présente procédure d’examen fournit les énoncés de conclusion types.
2.1 Identification des séquences d’événements
Le promoteur a identifié toutes les séquences d’événements, tel qu’exigé dans les Lignes directrices pour l’EIE, à l’aide de méthodes quantitatives ou semi-quantitatives qui sont conformes aux pratiques internationales exemplaires relatives à la sûreté-criticité nucléaire, comme la référence [3].
2.2 Identification des accidents
Les objectifs de cette partie de l’examen consistent à obtenir l’assurance que le promoteur a identifié les accidents en se basant sur les pratiques nationales et internationales exemplaires reconnues et que ces accidents sont vraisemblablement représentatifs pour la ou les conceptions proposées.
2.3 Conséquences
Les objectifs de cette partie de l’examen consistent à obtenir l’assurance que les analyses des conséquences réalisées par le demandeur démontrent que les critères d’acceptation précisés dans les Lignes directrices pour l’EE sont respectés.
3. Processus d'examen
Avant de commencer l’examen : À l’aide du plan d’évaluation spécifique au projet,
l’examinateur principal doit confirmer que l’information de l’EIE utilisée pour cet examen, comme l’information sur la caractérisation de l’emplacement, a été examinée par le personnel de la CCSN, qui a déterminé que cette information était exhaustive et crédible.
3.1 Procédure d'examen
Le responsable de l'examen, tel qu'identifié dans le Plan d'évaluation spécifique au projet, vérifie que les critères d'information énumérés à la section 2 ont été satisfaits et que l'information présentée est crédible.
L'examen de l'EIE, la documentation des résultats de l'examen et l'approbation du rapport se font conformément au Plan d'évaluation spécifique au projet. Les résultats de l'examen sont présentés suivant le modèle du Rapport d'examen fourni dans le Plan d'évaluation. Le rapport doit être approuvé par les signataires autorisés appropriés. On attribuera au rapport approuvé un numéro E-DOCS sous le dossier 2.01 pour l'installation concernée.
La présente procédure d’examen devrait être utilisé parallèlement aux procédures d’examen des documents de l’EIE portant sur les accidents et les défaillances sur le site.
En ce qui concerne l’identification des conditions anormales plausibles, le personnel de la CCSN vérifiera si le demandeur a utilisé ou s’est engagé à utiliser :
• des méthodes quantitatives ou semi-quantitatives qui sont conformes aux pratiques
internationales exemplaires relatives à la sûreté-criticité nucléaire, telles que décrites dans la référence 3;
• les dispositions des normes nationales et internationales, telles que les références 6 et 7, et les pratiques de réglementation existantes au Canada qui sont établies par la
Commission à l’égard de l’exhaustivité des conditions anormales identifiées.
Le personnel de la CCSN vérifiera si le demandeur a identifié ou s’il s’est engagé à identifier tous les événements et toutes les séquences d’événements internes et externes qui satisfont aux critères d’acceptation précisés dans les Lignes directrices pour l’EE, c’est-à-dire ceux dont la fréquence d’occurrence est égale ou supérieure à un événement par million d’années.
En ce qui a trait à l’identification des accidents, le personnel de la CCSN comparera les accidents identifiés avec ceux calculés pour des systèmes critiques similaires en fonction des pratiques internationales exemplaires reconnues et ceux qui, selon l’expérience du personnel, seront vraisemblablement représentatifs pour la ou les conceptions proposées. Comme fondement de l’examen, les approches utilisées par la communauté de réglementation internationale peuvent servir à appuyer l’évaluation du personnel.
Pour ce qui est des conséquences des accidents, le personnel de la CCSN comparera ces
conséquences avec celles établies pour des systèmes critiques similaires en fonction des normes et des pratiques internationales exemplaires reconnues.
3.2 Profondeur et portée de l’examen
Le choix du mécanisme d’examen, y compris la profondeur de l’examen, reposera sur les pratiques internationales exemplaires employées par la communauté de réglementation internationale. De manière générale, la profondeur de l’examen sera conforme à l’évaluation visant à confirmer si l’information soumise est suffisante pour permettre à la CCSN de conclure, avec un degré de certitude élevé, que le projet, l’installation, les bâtiments et les barrières de sûreté-criticité intégrales à l’exploitation seront conçus, construits, exploités, entretenus, déclassés, remisés, démolis et abandonnés de façon à s’assurer que les effets négatifs du projet proposé sur l’environnement sont identifiés et atténués, dans la mesure du possible, en tant que partie intégrante du processus de planification du projet. La description de l’installation et du processus, appuyés par une analyse de sûreté de haut niveau, est prévue dans la soumission et reposera sur l’identification d’une série limitée d’événements qui pourraient avoir des impacts représentatifs sur l’environnement.
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4. Conclusions et recommandations découlant de l'évaluation
L’évaluation de l’EIE à l’égard des objectifs énumérés à la section 2 de la présente procédure d’examen formera la base de l’analyse du personnel.
L’évaluation qui découlera de cet examen du document de l’EIE portant sur les accidents et les défaillances formera la base de l’analyse du personnel et mènera à l’une des conclusions et recommandations génériques suivantes :
i) L'information fournie dans l'EIE est suffisante pour démontrer de manière crédible que les objectifs ci-dessus applicables à ce sujet d'examen sont respectés pour la conception proposée; ou
ii) L'information fournie dans l'EIE est insuffisante pour démontrer de manière crédible que les objectifs ci-dessus applicables à ce sujet d'examen sont respectés pour la conception
proposée; ou
iii) L’information fournie dans l’EIE est suffisante, mais la conclusion raisonnable tirée de cette information est que le projet pourrait ne pas respecter les critères ci-dessus pour la
conception proposée. Le résultat de cette constatation obligerait le promoteur à : a) réévaluer l’ampleur des effets;
b) examiner à nouveau les critères ou les objectifs qui ont servi à évaluer les effets; ou c) proposer des mesures pour réduire ou atténuer la gravité des effets.
5. Bibliographie
1. Organisation des Nations Unies pour l’alimentation et l’agriculture, Agence
internationale de l’énergie atomique, Organisation internationale du travail, Agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE, Bureau de la coordination des affaires humanitaires de l’ONU, Organisation mondiale de la santé, Préparation et intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique, Prescriptions de sûreté, Collection normes de sûreté No GS-R-2, AIEA, Vienne (Autriche), 2002.
2. Santé Canada, Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire, document H46-2/03-326E, Ottawa (Ontario), novembre 2003.
3. Agence internationale de l’énergie atomique, Procedures for conducting probabilistic safety assessment for non-reactor nuclear facilities, IAEA-TECDOC-1267, Vienne (Autriche), janvier 2002.
4. Assessment Report - Information Guidelines on Licensing of New Nuclear Power Plants, E-Docs n° 3087683.
5. RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires.
6. CSA-292.2 (2007), Entreposage à sec provisoire du combustible irradié.
7. ANSI/ANS-8.1-1998 (réaffirmé en 2007), Nuclear Criticality Safety in Operations with Fissionable Materials Outside Reactors.
8. ANSI/ANS-8.3-1997 (réaffirmé en 2003), Criticality Accident Alarm System.
9. ANSI/ANS-8.7-1998, Guide for Nuclear Criticality Safety in the Storage of Fissile Materials.
10. ANSI/ANS-8.17-2004, Criticality Safety Criteria for the Handling, Storage, and Transportation of LWR Fuel Outside Reactors.
11. ANSI/ANS-8.19-1996, Administrative Practices for Nuclear Criticality Safety.
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12. ANSI/ANS-8.24-2007, Validation of Neutron Transport Methods for Nuclear Criticality Safety Calculations.
